Ulysse INB 18 Rapport préliminaire de sûreté des opérations de démantèlement

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1 Ulysse INB 18 Rapport préliminaire de sûreté des opérations de démantèlement Indice 1 09/09/2011

2 Présentation générale... 7 Volume I Description de l installation et de son implantation... 8 I.1. Présentation générale du site et de l'installation... 9 I.1.1- Site et implantation... 9 I.1.2- Généralité et contexte réglementaire du réacteur Ulysse I Généralités I Historique I Contexte réglementaire I.1.3- Description succincte de l'installation I Le hall réacteur I Le bloc réacteur I Les circuits d air et d eau I Les auxiliaires généraux I Le contrôle-commande et les auxiliaires électriques I Les fosses techniques I Locaux et dispositifs annexes I.1.4- Faits marquants intéressant le démantèlement I.1.5- Description des modifications dues aux opérations de CDE I Évacuation des éléments combustibles I Assainissement des équipements I.2. État initial de l'installation I.2.1- État physique I.2.2- État radiologique I Base réglementaire I Zonage radiologique de l'installation en phase de fonctionnement I Zonage radiologique de l'installation en phase de démantèlement I Risque de contamination I Détermination du terme source I.2.3- Zonage déchets I Base réglementaire I Zonage déchets de référence de l installation I Zonage déchets du bloc réacteur I Zonage déchets opérationnel I.2.4- Fonctions de sûreté en exploitation I.3. Définition de l'état final à atteindre I.3.1- Présentation de l état final retenu I État physique I État radiologique I.3.2- Prévisions d utilisation ultérieure du site I.3.3- Incertitudes associées à la description de l état final I.3.4- Impact de l installation et modalités de surveillance envisagées I.4. Retour d'expérience du démantèlement d installations similaires I.4.1- Généralités I.4.2- Retour d expérience à l international I Généralités I Exemples de démantèlement I Bilan et comparaison I.4.3- Démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg I Démontage des équipements de la cavité cœur I Démontage du graphite I Démantèlement du massif pile I Bilan du chantier I.4.4- Conclusions I.5. Présentation des opérations de démantèlement... 53

3 I.5.1- Définition des étapes du démantèlement I.5.2- Échéancier envisagé, durée des opérations I.5.3- Description des travaux : chantiers conventionnels I Phase A-0 : aménagements de chantier I Phase A-1 : démontage des équipements des fosses techniques et de la cheminée I Phase A-2 : déconstruction du cimetière horizontal I Phase A-3 : déconstruction de la piscine I Phase A-4 : déconstruction des cimetières verticaux I Phase A-5 : aménagement de l aire d entreposage des déchets de faible activité I.5.4- Description des travaux : chantiers nucléaires I Phase B-1 : démontage de la cuve Ondine et de l assemblage en blocs amovibles I Phase B-2 : démontage des équipements de la cavité cœur I Phase B-3 : démontage du bouchon roulant et du graphite I Phase B-4 : découpe du bloc pile et démolition de la sole I.5.5- Description des travaux : assainissement final I Phase C-1 : assainissement final du hall et de la cavité sous-cœur I Phase C2 : repli de chantier I Phase C-3 : contrôles finaux I.5.6- Gestion des déchets I.5.7- Justification des choix techniques I Phasage des opérations I Gestion des déchets I Risques de dissémination de matières radioactives I Risques d exposition interne et externe aux rayonnements ionisants I Risques de manutention I.6. Déchets issus du démantèlement I.6.1- Déchets solides I Déchets conventionnels I Déchets nucléaires I Spectres radiologiques des déchets nucléaires I Compatibilité des déchets nucléaires avec le PNGMDR I Gestion des déchets I.6.2- Effluents liquides I Effluents liquides classiques I Effluents liquides actifs I.6.3- Effluents gazeux I Effluents gazeux non radioactifs I Effluents gazeux radioactifs Volume II Analyse de sûreté II.1. Présentation de la démarche de sûreté et de sécurité II.1.1- Généralité II.1.2- La démarche de sûreté II.1.3- Organisation de la sûreté et de la sécurité II.1.4- Méthode retenue pour l analyse de maîtrise des risques II.1.5- Définition des termes de sûreté II Fonctions importantes pour la sûreté (FIS) II Élément de sûreté II Élément important pour la sûreté (EIS) II Qualités définies, exigences II.2. Présentation des risques du projet II.2.1- Description sommaire des phases du démantèlement II.2.2- Liste des risques identifiés

4 II.2.3- Établissement des fiches de risques par phase II Phase A-0 : aménagements de chantier II Phase A-1 : Démontage des équipements des fosses techniques et de la cheminée II Phase A-2 : Déconstruction du cimetière horizontal II Phase A-3 : Déconstruction de la piscine II Phase A-4 : Déconstruction des cimetières verticaux II Phase A-5 : Aménagement de l aire d entreposage des déchets de faible II activité Phase B-1 : Démontage de la cuve Ondine et de l assemblage en blocs amovibles II Phase B-2 : Démontage des équipements de la cavité cœur II Phase B-3 : Démontage du bouchon roulant et du graphite II Phase B-4 : Découpe du bloc pile et démolition de la sole II Phases C1 à C3 : Assainissement final II Entreposage des déchets et transports II.3. Analyse des risques II.3.1- Risques d origine nucléaire II Risques de dissémination de matières radioactives II Risque d exposition externe aux rayonnements ionisants II Risques d exposition interne aux rayonnements ionisants II Risque lié à l'effet Wigner II.3.2- Risques internes d origine non nucléaire II Risque d'incendie II Risque d'explosion II Risque de surpression II Risque lié à la manutention II Inondation interne II Risque chimique II Risque amiante II Risque lié à l empoussièrement II Risque électrique II Risques d'asphyxie II Risques liés aux travaux en hauteur II Risque blessure et de chute II Risques liés à la perte de l'alimentation électrique II Risques liés à la perte de la ventilation II Pertes des alimentations en fluides : eau et air comprimé II.3.3- Risques liés aux facteurs humains et organisationnels II Dispositions d organisation générale relatives aux facteurs humains II Gestion de la coactivité II.3.4- Risques externes II Séisme II Inondation externe II Risques climatiques II Incendie externe II Chute d avion II Risques liés à l environnement industriel et aux voies de communication II Risque lié à la malveillance II.4. Exigences pour la qualité II.4.1- Fonctions de sûreté II.4.2- Éléments importants pour la sûreté (EIS) II.5. Analyse des situations accidentelles II.5.1- Accidents de référence II.5.2- Conséquences des accidents de référence II.5.3- Conséquences d un accident de parcours II.5.4- Limitation des conséquences d un accident

5 II Plan d urgence interne II Plan particulier d intervention II Plan de secours spécialisé Transport de matières nucléaires Annexes

6 Page laissée intentionnellement blanche.

7 Présentation générale 7 Le rapport préliminaire de sûreté des opérations de démantèlement de l INB 18 Ulysse constitue la pièce 8 du dossier présenté à l'appui de la demande d'autorisation de démantèlement, conformément aux dispositions de l article 37, II du Décret n o du 2 novembre 2007, relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives, pris en application de la Loi n o du 13 juin 2006, relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire. Il constitue le document descriptif et démonstratif des dispositions de sûreté retenues pour l'ensemble du démantèlement de l'installation. Il tient lieu de l étude de danger prévue à l article L du Code de l environnement. Ne contenant pas d'éléments dont la divulgation serait de nature à porter atteinte à des intérêts visés au 1 de l'article L du code de l'environnement, ce rapport préliminaire de sûreté peut être consulté par le public pendant toute la durée de l enquête publique selon les modalités fixées par l arrêté organisant l enquête, conformément au I de l article 13 du décret précité. Le rapport de sûreté est composé de deux parties principales : Le volume I décrit l Installation nucléaire de base n o 18, et son implantation, ainsi que les opérations de démantèlement (phasage, gestion des déchets ). Le volume II est consacré à l analyse de sûreté de l ensemble des opérations de démantèlement. Les figures du rapport sont toutes regroupées à la fin du document.

8 8 Volume I Description de l installation et de son implantation

9 I.1. Présentation générale du site et de l'installation 9 I.1.1- Site et implantation L'INB 18 Réacteur ULYSSE est implantée sur le Centre de Saclay du Commissariat à l énergie atomique et aux énergies alternatives. Les données suivantes sont extraites du dossier de présentation générale du site de Saclay. Le site de Saclay est situé à 20 kilomètres au sud-ouest de Notre-Dame de Paris, au point de coordonnées moyennes 48 43' 30" de latitude Nord et de longitude Est. L ensemble des installations occupe une superficie de 200 hectares et se trouve en bordure du plateau de Saclay, d altitude moyenne 155 mètres. L'implantation générale du site est présentée sur la Figure 1. La structure géologique locale à partir de la surface est une succession des couches suivantes : Limon des plateaux ( 2 m). Sables de Lozère ( 1,50 m). Zone hétérogène d'argiles et de meulières ( 9 m). Sable de Fontainebleau ( 60 m). Puis marnes à huîtres, calcaire de Brie, argiles vertes et marnes supragypseuses, à partir de 75 m. Le site de Saclay bénéficie du climat général de la région parisienne, caractérisé par sa modération et sa variabilité. La région de Saclay est considérée très homogène sur le plan du climat. Le centre de Saclay, situé dans le département de l Essonne, est contigu au département des Yvelines, distant d un kilomètre. Il est implanté sur les territoires de trois communes : Saint-Aubin au sud, Villiers-le-Bâcle à l ouest et Saclay au nord et à l est. La densité de population est faible au voisinage immédiat du Centre. Elle s'accroît rapidement au-delà de quelques kilomètres.

10 Dans un rayon de 10 km, on trouve les villes de Versailles, Chaville, Viroflay, Vélizy, Meudon, Chatenay, Verrières-le-Buisson, Massy, et les agglomérations d'igny-palaiseau-villebon, Orsay-Les Ulis-Bures-Gif-sur-Yvette et Voisins-le-Bretonneux-Montigny-Guyancourt. La population des quinze agglomérations les plus proches du Centre de Saclay constituait en 1999 une population d'environ personnes. La répartition de la population autour du Centre de Saclay, sur la base des résultats du recensement de 1999, est donnée en Figure Le plateau de Saclay, avec son caractère en partie agricole, est nettement individualisé par rapport aux vallées urbanisées et au boisement de leurs versants. Une vingtaine d exploitations agricoles se situent dans le proche voisinage du Centre CEA de Saclay : céréaliculture, maraîchage, verger à fruits et élevage. I.1.2- I Généralité et contexte réglementaire du réacteur Ulysse Généralités Le réacteur Ulysse INB 18, exploité par la Direction déléguée aux activités nucléaires de Saclay (DANS), se trouve à l extrémité de l aile ouest du bâtiment 395, dans les locaux de l Institut national des sciences et des techniques nucléaires (INSTN), eux-mêmes situés dans la partie est du Centre CEA de Saclay. L'implantation de l'inb 18 sur le Centre de Saclay est indiquée sur la Figure 3. Ulysse est un réacteur de type Argonaut, d une puissance thermique nominale de 100 kw, qui avait pour vocation principale l'enseignement et la formation continue. Il était également utilisé pour des expérimentations sous flux neutronique. I Historique Le réacteur Ulysse a été construit entre janvier et juillet 1961, et a divergé pour la première fois le 23 juillet Après avoir réalisé de nombreuses expériences à basse puissance (autorisation jusqu à 500 W) pour vérifier la conformité de l installation par rapport au projet initial, le réacteur Ulysse a été autorisé (par Télex du 30 mai 1962) à atteindre sa puissance nominale de 100 kw le 8 juin Dans le cadre des activités d enseignement, la majorité des opérations était réalisée à une puissance inférieure à 20 W. Dans le cadre de l expérimentation, le réacteur était généralement utilisé pour de courtes durées, à des puissances allant jusqu à la puissance nominale. La Figure 4 résume l'historique de fonctionnement du réacteur Ulysse. Depuis 1961, une énergie de l'ordre de 115 MWh a été produite par l'installation (équivalent à un fonctionnement à environ 300 W en moyenne). On notera que 90% de cette énergie a été produite entre 1961 et 1980, en raison de l'importance des études de neutroniques réalisées pendant les trois premières décennies de fonctionnement de l'installation.

11 La puissance produite annuellement sur les années a été inférieure à 0,6 MWh par an. Sur cette période, le réacteur a fonctionné environ 360 h par an pour les besoins de l'enseignement, et environ 240 h par an pour les besoins de l'expérimentation. Dans le cadre des activités d enseignement, de nombreuses séquences d approche sous-critique, de divergence, de marche en palier, de convergence et d arrêt du réacteur ont été réalisées. La majorité de ces opérations étaient réalisées avec une puissance inférieure à 20 W. Dans le cadre de l expérimentation, des mesures neutroniques en canal, des irradiations de dispositifs solides ou la caractérisation de dispositifs solides sous flux neutroniques ont été réalisées. Ces expériences étaient généralement de courte durée pour un réacteur fonctionnant à des puissances allant jusqu à la puissance nominale. Compte tenu de la spécificité du fonctionnement de l'installation, principalement à faible puissance et uniquement pour la durée des travaux pratiques et expérimentations, le combustible n a jamais été changé pendant la durée de fonctionnement de l installation. Lorsque celui-ci a été évacué au début de l année 2008, il présentait un taux de combustion inférieur à un pour mille. 11 Fin 2002, la décision a été prise de transférer les activités d'enseignement et de formation faites sur le réacteur Ulysse vers le réacteur Isis (INB 40), également sur le centre de Saclay. Ce transfert a été effectif en Le 9 février 2007, la fin de fonctionnement du réacteur Ulysse a été prononcée, avec pour objectif de procéder à la mise à l arrêt définitif, au démantèlement et au déclassement de l installation. Depuis février 2007, le réacteur est dans la phase des opérations de préparation à la mise à l'arrêt définitif (ou de Cessation définitive d exploitation CDE selon la terminologie en vigueur en 2007), conformément au dossier de cessation définitive d exploitation transmis à l Autorité de sûreté nucléaire (ASN) le 1 er août I Contexte réglementaire Le réacteur Ulysse constitue l INB 18, déclarée au Ministère chargé des questions atomiques et spatiales par lettre SJC 64/590 du 27 mai 1964 (pas de décret d autorisation de création, institué en 1963). L autorisation de fonctionner jusqu'à 100 kw a été donnée par décision CSIA du 16 juin La première version du Rapport de Sûreté (RdS) et des Règles générales d'exploitation (RGE) a été transmise par lettre CEA SJC du 19 décembre Les premières Prescriptions techniques ont été notifiées par lettre SIN 1085/76 du 28 septembre Le référentiel de sûreté en application est composé des documents suivants :

12 Prescriptions techniques La dernière mise à jour des prescriptions techniques a été notifiée par lettre DGSNR/SD3/0314/2002 du 11 juin Suite à l'arrêt de fonctionnement du réacteur et à l'évacuation du combustible, une proposition de modification des prescriptions techniques a été transmise à l'asn par lettre DEN/DANS/CCSIMN/09/106 du 16 avril L ASN a donné son accord exprès à la mise en œuvre des prescriptions modifiées par la lettre ASN-Dép-DRD du 3 juin Rapport de sûreté Mise à jour globale (indice C) approuvée, dans le cadre du régime des autorisations internes, par le Directeur délégué aux activités nucléaires de Saclay par note CEA/DEN/DANS/CCSIMN/06/318 du 22 août Cette mise à jour a été transmise à l autorité de sûreté par lettre DEN/DANS/CCSIMN/06/319 du 15 septembre 2006 et est entrée en application le 15 novembre Mise à jour partielle (indice D) approuvée, dans le cadre du régime des autorisations internes, par le Directeur délégué aux activités nucléaires de Saclay par note CEA/DEN/DANS/CCSIMN/07/494 du 2 octobre Cette mise à jour a été transmise à l Autorité de sûreté par lettre DEN/DANS/CCSIMN/07/495 du 4 octobre 2007 et est entrée en application le 4 décembre Règles générales d exploitation Mise à jour globale approuvée, dans le cadre du régime des autorisations internes, par le Directeur délégué aux activités nucléaires de Saclay par lettre CEA/DEN/DANS/CCSIMN/06/318 du 22 août Cette mise à jour a été transmise à l Autorité de sûreté par lettre DEN/DANS/CCSIMN/06/319 du 15 septembre 2006 et est entrée en application le 15 novembre Mise à jour des RGE 6 (indice H) et 13 (indice B) approuvée, dans le cadre du régime des autorisations internes, par le Directeur délégué aux activités nucléaires de Saclay par note CEA/DEN/DANS/CCSIMN/07/494 du 2 octobre Cette mise à jour a été transmise à l Autorité de sûreté par lettre DEN/DANS/CCSIMN/07/495 du 4 octobre 2007 et est entrée en application le 4 décembre Autorisation de rejets d'effluents liquides et gazeux radioactifs Décision n o 2009-DC-0155 de l Autorité de sûreté nucléaire du 15 septembre 2009 fixant les limites de rejets dans l environnement des effluents gazeux des installations nucléaires de base n os 18, 35, 40, 49, 50, 72, 77 et 101 exploitées par le Commissariat à l énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) sur son centre de Saclay, situé sur les territoires des communes de Saclay, Saint-Aubin et Villiers-le-Bâcle (département de l Essonne).

13 Décision n o 2009-DC-0156 de l Autorité de sûreté nucléaire du 15 septembre 2009 fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de consommation d eau et de rejets dans l environnement des effluents liquides et gazeux des installations nucléaires de base n os 18, 35, 40, 49, 50, 72, 77 et 101 exploitées par le Commissariat à l énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) sur son centre de Saclay, situé sur les territoires des communes de Saclay, Saint-Aubin et Villiers-le-Bâcle (département de l Essonne). Zonage déchets Mise à jour du dossier de zonage du Centre de Saclay (indice D) transmise à l ASN le 6 novembre 2008 par lettre CEA/DEN/DANS/CCSIMN/08/452. Notification de l'arrêt de fonctionnement et dossier de CDE 13 L'arrêt de fonctionnement a été notifié à l'autorité de sûreté par lettre CEA/DEN/DANS/CCSIMN/06/304 du 1 er août Le dossier de Cessation définitive d'exploitation (note technique ULY/AQ/NT/06-02), transmis avec cette notification, a été validé par l'autorité de sûreté par lettre DGSNR/SD3/0828/2006 du 20 octobre L'arrêt de fonctionnement est effectif depuis le 9 février I.1.3- Description succincte de l'installation Cette description est tirée du rapport de sûreté d'exploitation de l'installation. Le réacteur est implanté dans un hall expérimental situé dans l'aile ouest du bâtiment 395 de l'instn, et isolée du reste du bâtiment par un mur nord-sud. Trois fosses techniques, aménagées à l'extérieur, au sud du bâtiment, contiennent les circuits d'air et d'eau du réacteur. En plus du hall et des fosses, l installation est composée de locaux annexes et de bureaux (partie nord), d une aire de dépotage et sa cuve associée (extrémité ouest) et d un local de stockage (local uranium), au sous-sol de la partie centrale du bâtiment 395. Les plans de l'installation sont donnés en annexe : Figure 5 : Plan du bâtiment 395 de l INSTN et périmètre de l INB 18. Figure 6 : Plan du rez-de-chaussée de l INB 18. Figure 7 : Plan du premier étage de l INB 18. Figure 8 : Plan en coupe nord-sud de l INB 18. Figure 9 : Plan du local Uranium (stockage à sec du combustible). I Le hall réacteur Le hall du réacteur a pour dimensions 21,35 m est-ouest, 13,76 m nord-sud et 8,75 m de haut. La charge au sol est de 10 t.m -2.

14 La dépression du hall est obtenue par l'intermédiaire du circuit d aspiration d'air du bloc réacteur. La salle de contrôle-commande, le vestiaire, la salle des auxiliaires et le vestibule sont également en dépression par rapport au reste du bâtiment de l'instn. Le hall du réacteur comporte un pont d'une charge utile de six tonnes. Les différents accès au hall sont : Une porte vitrée à double battant placée entre le hall et le vestibule qui est l'accès normal. 14 Une porte métallique à double battant placée sur le mur ouest pour l'accès de véhicules et gros matériel. Un portillon métallique ménagé dans le mur Ouest à côté de la grande porte. Une porte de communication avec les fosses au bas de l'escalier. Une porte métallique à double battant donnant sur un balcon attenant à la salle de contrôlecommande. En plus du bloc réacteur (qui fera l objet d un chapitre ci-après), ce hall contient : La piscine de stockage du combustible Elle est insérée dans une dalle parallélépipédique en béton armé de 20 mètres carrés (4,15 m x 4,90 m) et de 80 cm de haut dans la partie sud-est du hall. C'est une cuve parallélépipédique de 3,4 m x 2,4 m et de 4,35 m de profondeur en tôle d'acier AC 42 de 5 mm, enterrée sur 4 m dans une fosse en béton armé (cf. Figure 10 : Schéma de la piscine de stockage, et Figure 11: Photographie de la piscine de stockage). La surface intérieure de la cuve est protégée par métallisation à l'aluminium et de la peinture au polyuréthanne. Le fond est recouvert d'une feuille de Rilsan. Huit paniers conçus pour recevoir huit éléments combustibles spécifiques au réacteur sont disposés au fond de la piscine. Ils ont été évacués en phase de CDE. Au-dessus de la piscine de stockage, une passerelle nord-sud à rambardes se déplace d'est en ouest. Deux portes métalliques verrouillées assurent la protection de la piscine de stockage. La piscine possède un circuit de résines échangeuses d'ions (REI) raccordé au circuit principal. La piscine a été vidangée et le circuit REI a été déposé et évacué en phase de CDE. La partie nord de la dalle de la piscine de stockage La dalle de la piscine comporte en plus de la cavité de la piscine (cf. Figure 12 : Schéma représentant les emplacements des cimetières, le cimetière vertical Nord et les cavités aménagées de la partie Nord de la piscine, et Figure 13 : Photographie de la piscine de stockage) : Le dispositif de stockage du bouchon tournant, constitué d un cylindre de diamètre 1,25 m et profondeur 0,98 m.

15 Le dispositif de stockage du réflecteur intérieur, constitué d un cylindre de diamètre 0.7 m et de profondeur 1.40 m avec en partie supérieure un couvercle en fonte de 15 cm d épaisseur. Deux cavités de stockage de perches et ringards, de 24 cm de diamètre et de 3 m de profondeur. L'aire de maintenance du sas et de la hotte Située à l ouest de la cavité de stockage du réflecteur intérieur, cette aire est utilisée pour l entreposage et la maintenance de l ensemble sas et hotte de «chargement déchargement» des éléments du cœur. C'est un carlingage à 4 pieds, en acier, soutenant un plan de pose horizontal avec orifice central, situé à 1,80 m au-dessus du sol (Figure 14). L'ensemble de ces équipements a été évacué en phase de CDE. Le cimetière horizontal 15 Situé dans l angle sud-ouest du hall, c'est un bloc de béton de 3,60 m x 1,80 m et 1,80 m de haut, destiné au stockage des accessoires et dispositifs expérimentaux des canaux horizontaux de la pile. Il comporte 24 canaux horizontaux, dont 23 constitués par des chaussettes en acier à plastrons, noyées dans le béton et un canal sans chaussette (Figure 15 : schéma, Figure 16 : photographie). Ces canaux ont été vidés en phase de CDE. Les cimetières verticaux Nord et Sud Le cimetière Nord est constitué, d un puits rectangulaire de hauteur totale 1,92 m dont 22 cm audessus du sol, de longueur 1,70 m et de largeur 85 cm (Figure 12 : schéma, Figure 13 : photographie). Il comporte 39 orifices utilisés pour le stockage des bouchons de canaux. Le cimetière Sud est constitué de six puits enterrés long de 1,20 m et de 20 cm de diamètre (Figure 17), utilisés pour le stockage d objets divers. Les deux cimetières ont été vidés en phase de CDE. Le sas du hall, le vestiaire et le local des auxiliaires Ils sont situés dans l angle nord-est du hall. Le sas et le vestiaire permettent l entrée dans le hall réacteur. Le local des auxiliaires contient les actionneurs des arrivées électriques, les batteries des auxiliaires et leur chargeur. La salle de décontamination Elle est située au niveau +2,80 m sur la partie nord du hall. L'accès se fait par l intermédiaire d un escalier donnant dans le hall et la sortie en utilisant un autre escalier aboutissant dans le vestiaire en contrebas. Prévue pour les situations incidentelles de contamination du personnel, elle n'a jamais été utilisée durant l'exploitation du réacteur.

16 I Le bloc réacteur Le bloc réacteur se présente extérieurement sous la forme grossière d'un parallélépipède d'environ 7,40 m de long, 6,00 m de large et 4,10 m de haut (Figure 18 : coupe ouest-sud, Figure 19 : photographie face sud-ouest, Figure 20 : photographie face sud-est). Il est constitué d une partie fixe, et de constituants mobiles amovibles. Il comprend : Le massif en béton et l'assemblage de blocs de béton mobiles 16 La partie fixe du massif en béton (Figure 21) repose sur le sol et sur la dalle formant toit de la galerie d'accès aux fosses. Elle a pour rôle de porter les organes essentiels du réacteur (cuve, réflecteur, mécanismes de contrôle...) et d'assurer la protection biologique. Elle est en béton lourd renforcé d'une armature en acier. La partie supérieure du massif présente en son centre une cavité parallélépipédique dans laquelle vient se loger le réflecteur extérieur portant la cuve, on y trouve aussi des niches pour recevoir les treuils des barres de contrôle. Le radier sous le réflecteur est en béton boré. Au niveau du sol, le massif est traversé, selon un axe est-ouest, par un tunnel, lui donnant la forme d une arche (Figure 22). La cavité Ouest est bouchée par une colonne thermique puis le bouchon roulant. La protection biologique de la cavité Est est complétée par un empilement de blocs mobiles (Figure 23). Réacteur à l arrêt, ces blocs mobiles en béton peuvent être enlevés en partie ou en totalité, afin d effectuer des opérations de maintenance. Les blocs mobiles sont, suivant leur positionnement par rapport au cœur, en béton ordinaire, béton lourd, béton boré ou béton lourd boré. Dans la cavité Est se trouve une courte colonne thermique puis une cuve à eau amovible (cuve «Ondine»). Les conduits de ventilation du circuit d'air sont noyés dans le massif fixe (Figure 24). Ils permettent d'assurer le refroidissement du bloc réacteur (notamment du graphite) et de créer une dépression assurant le confinement dynamique au niveau du bloc réacteur. Le cœur Il est constitué d'une cuve cylindrique en aluminium A5 constitué par une virole de 900 mm de diamètre, de mm de haut et de 5 mm d'épaisseur (Figure 25). En partie inférieure est soudé un fond plat et en son centre le tuyau d arrivée d eau dans la cuve. Sur la partie supérieure est soudée une deuxième virole plus large, sur laquelle sont piqués deux tuyaux de surverse d'eau et un petit tuyau pour la mise en dépression de l'air au-dessus de la cuve. Sur le fond de la cuve est fixée la grille permettant le support des éléments combustibles, des faux éléments et des coins en graphite.

17 Au centre de la cuve, un emplacement permet de positionner le réflecteur intérieur en graphite gainé aluminium (diamètre 598 mm, hauteur mm). L'ensemble des internes de cuve (faux éléments, coins de graphite, grille de positionnement, réflecteur central) a été retiré et évacué lors de la phase de cessation définitive d exploitation. Les réflecteurs et les colonnes thermiques en graphite Le réflecteur extérieur est un bloc de graphite logé dans la cavité centrale du massif de béton. Il est constitué par un empilement de blocs de graphite. Cet empilement donne une forme parallélépipédique de 1,70 x 1,70 m et 1,485 m de haut avec un alésage central d un diamètre de 920 mm. Cet alésage reçoit la cuve avec un jeu au rayon de 5 mm. La colonne thermique Ouest est un parallélépipède de graphite de 1,38 m de longueur est-ouest, 1,50 m de hauteur. Cette colonne est un empilement de briques, elle est isolée du réflecteur extérieur par une porte en aluminium A5 nucléaire fixée à un dormant scellé dans le béton du bloc pile. 17 La colonne thermique Est est un parallélépipède de faible épaisseur (27 cm). Cette colonne est constituée d'un empilement de briques, isolé du réflecteur extérieur par une porte en aluminium A5 nucléaire fixée à un dormant scellé dans le béton du bloc pile. L'assemblage des blocs de graphites des réflecteurs est détaillé sur les figures suivantes : Figure 26 : Schéma d ensemble des blocs de graphite constituant les réflecteurs. Figure 27: Vue éclatée des blocs de graphite constituant les réflecteurs. Les mécanismes de barres Le réacteur contient six barres de contrôle constituées de feuilles de cadmium placées dans un chariot en aluminium A5 coulissant dans des guides aménagés dans le réflecteur extérieur autour de la cuve. Elles sont maintenues par un ruban en acier inoxydable relié à un moto-réducteur. Les mécanismes de montée et de descente des barres sont disposés dans des niches situées sur le toit du bloc réacteur. Les barres de contrôles, les guides et les mécanismes (treuils et dispositifs associés) des barres ont été retirés et évacués de l'installation en phase de CDE. Les bouchons et dalles de protection Le bouchon roulant assure la protection côté ouest à la sortie de la colonne thermique tout en permettant de constituer sous le tunnel une cavité pour effectuer certaines expériences (Schéma du bouchon roulant). Réacteur à l arrêt, le bouchon roulant peut être extrait à l aide d un vérin hydraulique (Photographie du bouchon roulant lors de son retrait en 2005). Il est constitué de six éléments démontables, cinq en béton lourd et le sixième en contact avec la colonne thermique en béton lourd boré.

18 Le bouchon tournant, constitué par un caisson cylindrique (Figure 30 : schéma, Figure 31 : photographie), repose sur la butée à billes portée par la dalle supérieure. Ce bouchon a une hauteur totale de 860 mm. Sa partie inférieure, qui plonge dans la cuve du réacteur est en aluminium A5 et est remplie de béton lourd boré alors que sa partie supérieure est en tôle d'acier et est remplie de béton lourd. Il assure l'étanchéité de la cuve et permet la mise en place et le retrait du combustible dans le cœur via un canal utilisé pour le passage des éléments combustibles. Cœur chargé, deux joints gonflables permettent d'assurer l'étanchéité entre la cuve du réacteur et le bouchon tournant. 18 Le bouchon tournant est inséré dans trois dalles superposées, dalle intermédiaire, dalle supérieure et dalle inférieure (Figure 30). La dalle intermédiaire et la dalle supérieure ont une hauteur totale de 478 mm et reposent sur deux assises scellées sur des redans côté est et ouest du massif de béton. Elles viennent se placer au-dessus de la dalle inférieure. Elles ont un alésage de diamètre mm pour le passage de bouchon tournant. La dalle inférieure repose sur deux plaques d'assise, scellées sur des redans côté nord et sud du massif de béton, juste au-dessus du caisson de graphite boré. La protection biologique au-dessus du bouchon tournant est assurée par des dalles de 700 mm de hauteur constituées par des ossatures en tôle d'acier de 5 mm remplies de béton lourd. Ces dalles sont elles-mêmes recouvertes d'une plaque d'acier de 80 mm d'épaisseur (2 tôles de 40 mm rivetées). Les canaux Le bloc réacteur est muni de 28 canaux horizontaux ou verticaux (Figure 32). Certains canaux sont dédiés à des organes de contrôle ou de mesures utiles au pilotage du réacteur, les autres canaux sont dédiés à recevoir des dispositifs expérimentaux amovibles. Ces canaux ont été vidés pendant la phase de CDE. La cuve Ondine La cuve à eau Ondine est disposée depuis 1964 contre la courte colonne thermique, dans la cavité aménagée sur la façade est du bloc réacteur (Figure 33). Elle est entièrement en aluminium pour un volume utile voisin de 7,7 m 3. Elle dispose d'un circuit d'épuration (résines échangeuses d'ions REI) spécifique. Une paroi de 20 cm de plomb sur la partie extérieure sert de protection biologique. La cuve qui repose sur un chariot en poutrelles d'acier muni de roues peut être extrait du bloc réacteur, notamment pour des opérations de maintenance. La cuve a été vidangée et le circuit REI démonté et évacué en phase de CDE. I Les circuits d air et d eau Le circuit primaire (Figure 34) est principalement composé : De la cuve réacteur. De la cuve de désactivation en acier inoxydable d une capacité de litres. D un échangeur en acier inoxydable de type classique eau-eau. De deux pompes de circulation.

19 De tuyauteries et de robinetteries en acier inoxydable (à l'exclusion des parties situées immédiatement sous la cuve du réacteur qui sont en aluminium A5). L'étanchéité entre brides est réalisée par joints toriques en Perbunan de qualité spéciale PDM 752. D un pot de résine en tôle d acier ébonite et de deux filtres assurant l épuration du circuit. Hormis la cuve du réacteur et les tuyauteries qui l alimentent, les autres éléments du circuit sont situés dans les fosses techniques. Le circuit secondaire comprend principalement la partie secondaire de l'échangeur de température décrit précédemment. Ce circuit était mis en fonctionnement lors du fonctionnement en puissance du réacteur, au-delà de 10 kw. Le réseau secondaire, classé en zone à déchets conventionnels, est en surpression par rapport au circuit primaire. Il est alimenté par le réseau d eau de ville du centre. Cette eau est rejetée directement à l égout après la traversée de l'échangeur. 19 Le circuit d air est constitué (Figure 35) : De deux filtres d'entrée de section parallélépipédique, de 685 mm de large sur mm de hauteur, et logés dans une enveloppe étanche en tôle. De deux gaines d'aspiration en aluminium A5 en haut du bloc pile, noyées dans le béton lors de la coulée. D'une gaine d'évacuation en tôle épaisse zinguée sous la pile et sous le caniveau. Sa face supérieure a servi de coffrage perdu lors de la coulée de la dalle supérieure en béton du caniveau. De gaines en tôle soudée conduisant l'air successivement au filtre de sortie, au ventilateur et à la cheminée d'évacuation. D un filtre de sortie monté sur un châssis en profilés d encombrement mm x mm x 1565 mm. D un ventilateur de circulation de type centrifuge et de débit m 3.h -1. D une double cheminée située le long de la façade sud du bâtiment au droit des fosses et débouchant au-dessus du hall pile, au niveau du toit du bâtiment. De registres de réglage, d appareils de mesure et de contrôle et d une mesure de perte de charges du filtre de sortie. I Les auxiliaires généraux L'air comprimé utilisé pour le remplissage du joint gonflable du bouchon tournant, ainsi que pour l'ouverture d'obturateurs de certaines expérimentations, provient du réseau de distribution du centre. La pression disponible est d'environ cinq bars. L eau déminéralisée utilisée pour les appoints d'eau (primaire, piscine, cuve Ondine) est obtenue par passage de l'eau de ville dans des bouteilles contenant des résines de déminéralisation.

20 I Le contrôle-commande et les auxiliaires électriques Le tableau de commande (Figure 36) est implanté dans la pièce 140 située au premier étage dans l angle nord-est du hall réacteur. Sur le côté ouest, une baie vitrée donne directement sur le hall réacteur. Le tableau se compose de gauche à droite, vu de face : Deux armoires de contrôle de radioprotection et de mesures. Un ensemble armoires-pupitres de contrôle-commande. Une armoire technique de contrôle nucléaire. 20 Une armoire de mesures. Un fronton raccorde le haut des armoires et le plafond de la salle de contrôle. Sur ce fronton sont installés un synoptique TCR et un synoptique fluide. Le tableau de contrôle-commande est alimenté en 220 volts par l'intermédiaire d'un onduleur de 6 kva dont la batterie est composée d'accumulateurs au plomb étanches (180 volts). L onduleur est installé dans le local Onduleur (pièce 53). Un réseau 48 V alimente les armoires-pupitres de contrôle commande. Ces armoires et leur alimentation, devenues inutiles, ne sont plus opérationnelles à partir du début de la phase de démantèlement. Le réacteur dispose d'un groupe électrogène de secours permettant, en cas de défaillance électrique du réseau EDF, d'assurer l'alimentation des organes suivants : Le pont roulant. La ventilation principale. La pompe du système de prélèvement atmosphérique mesurant la contamination de l'air. L'éclairage du hall du réacteur. Ce groupe électrogène est placé à l extérieur de l INB, contre la façade nord de l aile ouest du bâtiment 395. Il possède un système de démarrage automatique sur coupure secteur avec temporisation. Le passage sur secteur rétabli se fait également automatiquement avec temporisation. L'autonomie du groupe électrogène est supérieure à 8 heures. Par ailleurs, le réacteur dispose d un moyen de raccordement permettant le secours des EIS, après perte du réseau électrique et épuisement des batteries : Les départs électriques à secourir sont regroupés dans un même tableau. Un inverseur «normal secours» manuel et un autotransformateur triphasé 380/220 V ont été installés en pièce 50. Une prise installée sur la façade ouest du hall réacteur permet le branchement d une source électrique externe.

21 I Les fosses techniques Trois fosses, fermées par un capot métallique disposant de trappes d'accès, sont aménagées en sous-sol à l'extérieur du bâtiment le long de la façade sud. La fosse Est Cette fosse de 2,20 m sur 3 m et 2,70 m de profondeur contient les résines échangeuses d'ions du circuit principal et de la piscine de stockage. L'accès à cette fosse se fait par une trappe aménagée dans le couvercle des fosses. Les circuits REI sont démontés et évacués (y compris les résines) en phase de CDE. La fosse centrale 21 Cette fosse de 3,50 m par 2,20 m contient les pompes de circulation (P1, P2), de déminéralisation (P3, P4, P5), l'échangeur de chaleur et les circuits annexes avec leurs vannes et tuyauteries (en acier inoxydable, à l'exclusion des parties situées immédiatement sous la cuve du réacteur qui sont en aluminium A5). Sa profondeur est de trois mètres. Cette fosse communique avec le hall réacteur par l'intermédiaire d'une porte métallique et d'un escalier. La fosse Ouest Cette fosse de 8,80 m par 1,80 m contient : Le bac de désactivation : cuve cylindrique en acier inoxydable d'une capacité de litres. Le filtre Très haute efficacité (THE) de sortie du circuit d'air et son ventilateur (débit nominal m 3.h -1 ). Le système de mise en dépression du haut de cuve, incluant notamment un ventilateur de faible débit (débit nominal 8 m 3.h -1 ) et un piège à iode standard. Elle est reliée à la partie inférieure du réacteur par une galerie de 0,85 m de large sur 1,90 m de haut dans laquelle cheminent les tuyauteries d'arrivée et de départ de l'eau de la cuve du réacteur. La partie ouest de cette fosse contenant le ventilateur et le filtre de sortie a pour profondeur 1,80 m, le reste de la fosse a pour profondeur 3,50 m et un puisard à la côte -3,80 m a été ménagé dans le coin sud-est. Il s agit du point bas de l installation. L'air refoulé par le ventilateur est évacué par une cheminée située le long de la façade sud du bâtiment au droit des fosses. Cette cheminée débouche au-dessus du hall réacteur, au niveau du toit du bâtiment.

22 I Locaux et dispositifs annexes Local uranium Situé au sous-sol du bâtiment 395, le local Uranium est dédié au stockage d éléments combustibles et de matières nucléaires faiblement irradiantes. Ce local a été vidé de toute matière nucléaire en phase CDE. La cuve à effluents 22 La cuve à effluents est située le long de la façade ouest de l'aile ouest du bâtiment 395 (Figure 5). C'est un dispositif à double cuvelage de 2 m 3 de volume utile auquel est associée une aire de dépotage étanche et décontaminable, munie d'un bac de rétention. Destinée, en situation incidentelle, au stockage avant évacuation des eaux d'écoulement de la douche de décontamination, elle peut être utilisée pour le stockage d'effluents radioactifs avant évacuation vers la station de traitement des effluents radioactifs du Centre. Local Onduleur Ce local contient un onduleur 6 kva assurant l'alimentation secourue du tableau de contrôle des rayonnements en cas de coupure réseau. Il est situé au rez-de-chaussée en pièce 53 dans l angle nord-est de l installation. Locaux annexes du rez-de-chaussée À l'est de l'installation, se trouve un atelier mécanique, au nord une salle de réunion et un laboratoire d'électronique, dans l angle nord-ouest un local de stockage de matériel divers. Pour la phase de démantèlement, ces locaux pourront être réaménagés pour les besoins du chantier de démantèlement (stockage, vestiaires ). Bureaux de l'équipe d'exploitation Les bureaux de l'équipe d'exploitation sont situés au premier étage, côté nord. I.1.4- Faits marquants intéressant le démantèlement Un recensement des évènements et écarts d'importance significative a été fait en amont de l'élaboration du zonage de référence de l'étude déchets de l'installation, puis de la rédaction du dossier de démantèlement. Ces évènement et écarts sont résumés dans le tableau suivant.

23 Évènement Date Conséquence potentielle Conséquence réelle Torsion d'un élément combustible lors de sa manipulation avec la hotte de déchargement. Panne de la génératrice tachymétrique de la barre de réglage. Légère perte de pression sur le circuit de remplissage du joint gonflable assurant l'étanchéité de la cuve. Dégradation prématurée de l'efficacité de filtration du piège à iode. Mise en combustion d'une plaque de fibre de bois dans une cloison séparant l'inb du reste du bâtiment, suite à des travaux par point chaud hors de l'inb. 10 avril 1962 Détérioration du gainage des plaques combustible, conduisant à la dispersion de matières radioactives. avant 1971 Insertion d'une quantité de réactivité trop importante par absence d'information sur la position de la barre 5 décembre 1997 Perte d une des barrières de confinement de la cuve du réacteur 24 mars 2000 Filtration insuffisante de l'iode radioactif en cas d'incident grave (rupture de gaine, fusion du cœur) 19 avril 2005 Possibilité de départ de feu conduisant à un incendie dans l'installation Pas de rupture de la gaine. Aucune conséquence réelle. Arrêt du réacteur sur constatation de la panne. Aucune conséquence réelle. Maintien du joint gonflable en surpression, confinement assuré. Aucune conséquence réelle. Absence d'incident ayant pu conduire à l'émission d'iode radioactif. Aucune conséquence réelle. Détection de fumée (détecteur incendie) et intervention rapide des pompiers. Aucune conséquence réelle. 23 Au regard de cet historique, il apparaît qu'aucun de ces évènements, qui auraient pu avoir des conséquences potentielles d'importance significative pour la sûreté, la propreté radiologique de l'installation ou de son environnement, n'a eu de conséquence réelle. Ainsi, il est possible de conclure qu aucun incident ayant entraîné une contamination d'une partie de l'installation ou une irradiation accidentelle des personnels ou des équipements ne s'est produit durant l'exploitation de l'installation. La fin d exploitation du réacteur, qui a fonctionné pendant 47 ans, a été prononcée le 9 février Selon le référentiel règlementaire en vigueur à cette date, le réacteur est actuellement en phase de Cessation définitive d exploitation (CDE), avant sa mise à l arrêt définitif. Durant cette phase, le terme source de l'installation est fortement réduit par l'évacuation de l'ensemble du combustible du réacteur, et de la source neutrons de démarrage du réacteur.

24 I.1.5- Description des modifications dues aux opérations de CDE Les opérations de cessation définitive d exploitation de l INB 18 concernent les opérations pouvant être effectuées par l exploitant dans le cadre du référentiel de sûreté de fonctionnement de l installation. Ces opérations sont achevées avant le début du démantèlement. Pour toutes les opérations réalisées dans cette phase de cessation définitive d exploitation, les fonctions de sûreté requises pendant la phase d exploitation continuent d être assurées, conformément aux Règles générales d exploitation du réacteur. 24 Les opérations réalisées en CDE correspondent à trois types d opérations : Opérations de dépose et d évacuation d équipements, non contaminés et non activés, situés en zone à déchets conventionnels. Ces opérations sont des chantiers classiques générant des déchets conventionnels. Opérations réalisées par l exploitant dans le cadre des opérations de maintenance. Opérations de dépose d équipements démontés de façon ponctuelle dans le cadre d'opérations d'entretien et de rénovation, et qui ne présentent pas de difficulté technique pour l exploitant. I Évacuation des éléments combustibles Déchargement du cœur vers la piscine de stockage Compte tenu de la spécificité du fonctionnement de l'installation, principalement réalisé à faible puissance et uniquement pour la durée des travaux pratiques et expérimentations, le combustible en cœur était celui utilisé depuis la première divergence en Ce combustible présentait un taux de combustion inférieur à un pour mille. Après l'arrêt définitif d'exploitation, les 24 éléments combustibles du cœur ont été déchargés et placés dans la piscine de stockage en février Cette opération a été réalisée suivant les modalités décrites dans les procédures de l installation. Évacuation du combustible usé vers AREVA NC La Hague Les 24 éléments du cœur, ainsi que deux éléments utilisés lors d expérimentations et stockés en piscine, ont été évacués vers l usine de La Hague de Areva-NC. Le transport a été réalisé par TN International à l aide d un emballage TN-MTR. Ce transport a été réalisé après obtention de l'autorisation de l'autorité de sûreté nucléaire (lettre DEP-ORLEANS du 22 août 2007). Le combustible usé a ainsi été évacué en janvier Évacuation du combustible neuf vers CERCA L'installation disposait par ailleurs de plaques de combustible neuf (56 plaques de rechange) qui ont été évacuées en deux transports (10 et 12 juin 2008) pour réutilisation par la CERCA (Compagnie pour l'étude et la réalisation de combustibles atomiques, filiale de Areva NP).

25 I Assainissement des équipements Dans le cadre de l'assainissement de l'installation, les opérations suivantes sont réalisées en phase de CDE. Retrait et évacuation de la source de démarrage La source de démarrage (américium-béryllium, d une activité initiale de 37 GBq ou un curie et après décroissance de 34,4 GBq) a été retirée du canal source en mars 2007 pour être entreposée dans le cimetière horizontal, avant son évacuation, finalisée en février Retrait et évacuation des internes de cœur Le retrait des internes de cœur est réalisé de façon courante dans le cadre de la maintenance du réacteur. Lors de la phase de CDE, les éléments suivants sont retirés : faux éléments en graphite gainé aluminium. 24 coins en graphite gainé aluminium. Le réflecteur central en graphite gainé d aluminium. Le joint gonflable. La grille sur laquelle se positionnent les internes de cœur. L ensemble des déchets produits par cette intervention est dirigé vers la filière adéquate, conformément au zonage déchet de référence. Retrait et évacuation des barres de commande et des mécanismes associés Six barres de commande, réparties tout autour du cœur, assurent le contrôle de réactivité sur le réacteur Ulysse. Les opérations de démontage concernent : Les six barres. Le mécanisme propre à chacune des barres (treuils et dispositifs associés). Le ruban reliant le mécanisme à la barre. Les six gaines dans lesquelles coulissent les barres. Le retrait des barres, des rubans et des mécanismes associés est décrit dans les procédures de l installation. Ces opérations de démontage simple, qui ne présentent pas de difficulté technique, sont réalisées couramment dans le cadre des maintenances annuelles et quinquennales. L ensemble des déchets produits par cette intervention est dirigé vers la filière adéquate, conformément au zonage déchet de référence. Vidange des circuits d eau La vidange du circuit primaire correspond à la vidange : De la cuve réacteur (0,3 m 3 ).

26 Du bac de désactivation (2,5 m 3 ). De la partie primaire de l échangeur de chaleur. De la tuyauterie. La vidange du circuit secondaire correspond à la vidange de la partie secondaire de l échangeur thermique. La piscine est une cuve d un volume de 35 m 3 qui permet le stockage des combustibles usés. La cuve Ondine est une cuve expérimentale d un volume de 7 m Tous les effluents provenant du circuit secondaire, de la piscine de stockage et de la cuve Ondine sont des effluents conventionnels, conformément au zonage déchets de l installation. Compte tenu de la quantité et des caractéristiques physiques des radio-isotopes produits par l'activation neutronique, lorsque le réacteur est à l'arrêt, l'activité de l'eau du circuit primaire décroît très rapidement, ce qui conduit à classer cette eau en déchet conventionnel. En application du zonage déchet de l installation, l'eau du circuit primaire est donc évacuée en déchet conventionnel, après contrôle radiologique sur prélèvement. L'ensemble des circuits d'eau a été vidangé en octobre Les effluents ont été évacués aux effluents industriels après confirmation de leur classement en effluents conventionnels par contrôles radiologiques, conformément à ce qui avait été indiqué dans le dossier de cessation définitive d'exploitation transmis à l'autorité de sûreté le 1 er août Dépose et évacuation des circuits d épuration des circuits d eau Le circuit primaire dispose d un circuit d épuration d eau utilisant des résines échangeuses d ions. Après vidange du circuit primaire, l ensemble pot et filtres du circuit d épuration, ainsi que le circuit luimême, est retiré et évacué. La piscine de stockage dispose d'un circuit d'épuration REI semblable à celui du circuit primaire. De manière identique au circuit d épuration du primaire, il est retiré et évacué. La cuve Ondine dispose également d'un circuit d'épuration REI, qui est retiré et évacué. Le démontage des circuits d'épuration correspond à des opérations de démontage techniquement simples, réalisées par l équipe d exploitation lors de phases de maintenance et d'entretien des circuits. Les déchets métalliques constitués par les tuyauteries des circuits d épuration sont évacués en déchets conventionnels. Les résines du pot de résine échangeuses d ions du circuit primaire, identifiées comme «point à risque» de manière conservatoire, sont évacuées en déchet nucléaire, en application du zonage déchets de l installation. Retrait et évacuation des éléments mobiles de la piscine Les éléments mobiles de la piscine sont : Les paniers de stockage des éléments combustibles (huit paniers de stockage de huit éléments). Le faux parquet horizontal du fond de la piscine, qui crée une pente.

27 Les paniers de stockage sont posés et vissés sur le faux parquet, et sont munis d'une poignée centrale permettant de les déplacer. Ces opérations de retrait sont effectuées en phase de CDE, une fois le combustible évacué et la piscine vidangée. Retrait et évacuation des détecteurs des chaînes neutroniques Les détecteurs utilisés pour le contrôle commande du réacteur sont placés dans des canaux du réacteur (CS1, CS2, CN1 et CN3), de conception similaire à celle des canaux expérimentaux. Le retrait des détecteurs des chaînes neutroniques est réalisé après déchargement du cœur et retrait de la source de démarrage. 27 Les opérations consistent à : Extraire du canal le bouchon amovible sur lequel est fixé le sabre porte-détecteur. Dévisser le câble signal de la prise du détecteur. Retirer le détecteur du sabre porte-détecteur. Le démontage des détecteurs des chaînes est une opération technique simple, identique au retrait d'un dispositif placé dans un canal expérimental. Les opérations portant sur les canaux expérimentaux sont décrites dans les documents d exploitation de l installation. Évacuation du matériel sans emploi À l issue des opérations précédentes de démontage, la hotte et le sas servant pour le transfert des éléments combustibles, ainsi que leur support, peuvent être évacués en déchets conventionnels après contrôle radiologique, en application du zonage déchets de l'installation.

28 28 I.2. État initial de l'installation Ce chapitre a pour objet de décrire l état physique et radiologique des différents locaux de l installation à la fin des opérations préparatoires à la mise à l'arrêt définitif. Cet état est considéré comme étant l état initial avant le début des opérations de démantèlement. I.2.1- État physique À la date d entrée en vigueur du décret autorisant la mise à l arrêt définitif et le démantèlement, les opérations préliminaires auront été achevées, entraînant une diminution significative du terme source radiologique (évacuation du combustible, de la source de démarrage et des internes de cuve). Les opérations de démantèlement seront également simplifiées suite à la vidange des circuits d eau, au retrait des points considérés à risque (résines échangeuses d ions) et à l évacuation des matériels sans emploi. Ainsi, au début des opérations de démantèlement, l installation est dans l état physique suivant : Le combustible est déchargé et évacué. La source de démarrage est extraite du canal source et évacuée. La piscine d entreposage du combustible est vidangée ; les équipements non soudés, le circuit d épuration et les résines échangeuses d'ions sont évacués. La hotte et le sas de déchargement sont évacués. Les cimetières (horizontal, verticaux Nord et Sud) sont vidés et déclassés. Les équipements internes du cœur (24 faux éléments et 24 coins en graphite gainé aluminium, réflecteur central en graphite gainé aluminium, joint gonflable, grille) sont retirés et évacués. Les mécanismes de barre sont démontés et évacués. Les canaux neutroniques sont vidés de leurs équipements (détecteurs de neutrons, dispositifs d expérimentation) et déclassés. La cuve Ondine est vidangée ; son circuit d épuration démonté et évacué.

29 Les circuits d eau, primaire et secondaire, sont vidangés et les résines échangeuses d'ions du circuit primaire évacuées. Le local de stockage à sec («local Uranium») est vide et déclassé au sens du zonage radioprotection. Tout le matériel sans emploi est évacué. I.2.2- État radiologique I Base réglementaire Le zonage radiologique est déterminé en tenant compte des risques nucléaires présentés par l installation et de la législation en vigueur (décret n o du 28 avril 1975 modifié par les décrets n o du 6 mai 1988 et n o du 31 mars 2003, puis par l arrêté du 15 mai 2006.) 29 Ces zones, dans lesquelles des règles particulières de santé, d'hygiène de sécurité et d'entretien doivent être strictement respectées, sont délimitées en prenant en compte les caractéristiques des sources de rayonnements ionisants et des valeurs d exposition des personnes. Le schéma ci-dessous rappelle les caractéristiques réglementaires des différentes zones de radioprotection. Zone non réglementée 80 µsv (mois) Zone surveillée 7,5 µsv (1 heure) Zone contrôlée 0,2 msv (1 heure) 25 µsv (1 heure) Zone contrôlée jaune 0,65 msv (1 heure) 2 msv (1 heure) Zone contrôlée orange 50 msv (1 heure) 100 msv (1 heure) Zone interdite rouge 2500 msv (1 heure) Dose efficace Dose équivalente aux extrémités I Zonage radiologique de l'installation en phase de fonctionnement Le zonage radiologique de référence de l installation, utilisé pendant la phase de fonctionnement, classait l ensemble du hall réacteur, les fosses techniques et le local uranium en zone contrôlée verte, la galerie sous cœur en zone interdite rouge pendant le fonctionnement, et les autres locaux du périmètre de l installation en zone non réglementée.

30 Des mesures faites en 2005, pendant le fonctionnement (combustible en cœur et réacteur à l arrêt), ont confirmées que, à l exception de la partie centrale du bloc réacteur ainsi que des zones situées à proximité (à une distance typiquement inférieure à un mètre) des sources radioactives et des emballages de stockage de déchets (fûts de 200 litres, caisson TFA de 2,72 m 3 ), les débits d équivalent de dose dans le hall et au contact du bloc pile étaient extrêmement faibles (entre 30 et 90 nanosieverts par heure). Ces valeurs sont inférieures aux limites réglementaires acceptables pour le public, et se situent au niveau de l exposition naturelle sur le Centre de Saclay (0,6 à 0,9 msv.an -1 ). 30 La cartographie des débits d équivalent de dose absorbée mesurés dans l'installation, en dehors des zones à risques nucléaires précitées, est détaillée sur les figures suivantes : Figure 37 : Débit d équivalent de dose absorbée (nsv/h) mesuré dans le hall réacteur. Figure 38 : Débit d équivalent de dose absorbée (nsv/h) mesuré sur les faces du réacteur (au contact du bloc réacteur, sur les différentes faces du bloc, sur le toit pile, ainsi que sous la cuve du réacteur, dans la galerie sous cuve). Le débit de dose dans le local de stockage sec (local Uranium), situé au sous-sol de la partie centrale du bâtiment 395 et non représenté sur les figures 36 et 37, est de l'ordre de 75 nsv.h -1, lorsque le local est vide de toute matière radioactive. Ce local était utilisé, en cas de besoin, pour l'entreposage d'éléments constitués ou de plaques combustibles neuves du réacteur. Lors des opérations de maintenance quinquennale de 2001, après retrait des protections biologiques et déchargement du cœur, une valeur de 20 µsv.h -1 a été relevée au contact de la cuve, niveau qui correspond à une zone contrôlée verte. I Zonage radiologique de l'installation en phase de démantèlement Le combustible et la source de démarrage du réacteur sont évacués de l'installation avant le début de la phase de démantèlement. De fait, au début de la phase de démantèlement, l'ensemble de l'installation est classé en zone non réglementée à l'exception du le hall réacteur qui est classé à minima en zone surveillée. Le zonage radiologique sera adapté au fur et à mesure de l'avancé des travaux de démantèlement, aux conditions rencontrées, notamment après retrait des protections biologiques et découpe du bloc pile. Ainsi, les études de radioprotection, effectuées lors de la définition du scénario de démantèlement, prévoient un classement maximal en zone contrôlée jaune pour les travaux les plus irradiants. À noter que l entreposage temporaire de déchets de faible activité à vie courte (FA-VC), qui sera réalisé dans le hall à la place de la piscine et qui en sera séparé par des protections biologiques, sera également classé en zone contrôlée jaune. Dans la phase de démantèlement, l'inb 18 présentera, du point de vue des risques nucléaires, des dangers induits par : La présence de produits d'activation dans les constituants de la partie centrale du bloc réacteur et de sa sole.

31 La présence de sources radioactives scellées utilisées pour la calibration ou les tests des dispositifs de mesure de radioprotection (balises, moniteur d aérosols ). La présence de déchets TFA ou FA, entreposés dans le hall réacteur en vue de leur évacuation. I Risque de contamination Aucun incident ayant pu générer une contamination de l installation ne s est produit durant l exploitation du réacteur. En phase d'exploitation, les bilans des contrôles périodiques et continus de contamination surfacique, atmosphérique et sur prélèvement d'eau, réalisés par le SPR sur l'installation confortent l absence de toute contamination. En particulier, les mesures radiologiques réalisées lors des opérations de maintenance quinquennale de 2001 avec déchargement du cœur ont montré l'absence de contamination de la cuve et des internes de cœur (réflecteur intérieur, faux éléments, coins en graphite). 31 Par ailleurs, les contrôles réalisés a minima annuellement, réacteur à l'arrêt, sur l'eau du circuit primaire, de la piscine et de la cuve Ondine montrent l'absence de radioélément en quantité mesurable, excepté pour le tritium dont l'activité est inférieure à 300 Bq par litre (valeur maximum pour le circuit primaire). Les opérations préparatoires à la mise à l'arrêt définitif, à l'exception des opérations d'évacuation du combustible usé, sont des opérations courantes réalisées en exploitation et ne présentent pas de risque de contamination. Les contrôles radiologiques de non-contamination du hall réacteur réalisés par le SPR à l issue des opérations d'évacuation du combustible usé ont montré l absence de contamination. I Détermination du terme source Le terme source est, selon l'arrêté du 30 novembre 1989 relatif à l enrichissement de la terminologie de l énergie nucléaire, défini comme la «nature, quantité et cinétique de rejet des produits radioactifs d'une installation nucléaire, soit en condition normale de fonctionnement, soit au cours d'un accident réel ou supposé». Le calcul d un terme source sert à évaluer les conséquences d'un rejet radioactif dans l'environnement. Pour déterminer le terme source, il est nécessaire de prendre en compte les radio-isotopes présents dans les constituants en béton (béton ordinaire, béton lourd et béton boré), en graphite et métalliques (fer, aluminium et fonte mécanique), suite à leur activation par le flux neutronique. La cartographie du flux neutronique dans le bloc réacteur est présentée dans l'étude déchets des opérations de démantèlement de l'installation. Elle a été établie en utilisant le code probabiliste MCNP à partir des données géométriques du bloc réacteur qui sont présentées en Figure 39. Les valeurs de flux déterminées par le calcul sont confortées par des mesures de flux obtenues expérimentalement dans les canaux expérimentaux du réacteur.

32 La répartition du flux neutronique obtenue est présentée en Figure 40, pour un fonctionnement à puissance nominale (100 kw). Le flux neutronique maximal, de l ordre de n.cm -2.s -1, est obtenu dans la région annulaire du combustible. Les calculs d activation des constituants du bloc sont réalisés en prenant en compte la répartition du flux neutronique dans le bloc réacteur, l'historique de fonctionnement (énergie produite annuellement), ainsi que la géométrie et la composition des différents constituants du bloc réacteur. 32 Ces calculs ont été réalisés en utilisant le code déterministe CINDER'90, ainsi que les bases de données ENDF, JEFF et JENDL. Ils permettent de déterminer pour chaque constituant l'activité moyenne, l'activité maximale (point chaud) et le spectre radiologique des différents constituants du bloc réacteur. Ces calculs permettent in fine de définir le périmètre d'activation, c'est-à-dire la limite entre les parties nucléaires et les parties conventionnelles. À titre d'exemple, la Figure 41 donne le zonage du périmètre d'activation sur trois plans pour le béton ordinaire. À partir des calculs de flux neutronique et d'activation des constituants du bloc réacteur, une valeur majorante du terme source a été établie à 66 GBq dont environ 42 GBq d activité tritium. Dans le cadre des règles de classement des Installations classées pour la protection de l environnement (ICPE) relevant des rubriques 1700 (substances radioactives), le total de l activité des matières radioactives et la nature des radionucléides conduisent à un rapport Q égal à 2, au début du démantèlement. Cette valeur du rapport Q est de l'ordre du seuil d'autorisation des ICPE soumise à autorisation (Q = 10 4 ), mais se situe très en deçà du seuil des INB (Q = 10 9 ). Cette valeur, très basse, confirme que les risques radiologiques liés aux opérations de démantèlement seront extrêmement réduits. I.2.3- I Zonage déchets Base réglementaire L'arrêté du 31 décembre 1999 fixant la réglementation technique générale destinée à prévenir les nuisances et les risques externes résultant de l'exploitation des installations nucléaires de base, demande, dans son article 20, que l exploitant rédige une étude sur la gestion de ses déchets, dite «étude déchets», faisant état de ses objectifs pour réduire le volume, la toxicité chimique, biologique et radiologique des déchets produits dans ses installations, et optimiser leur gestion. La gestion des déchets issus d une installation nucléaire est basée sur une approche géographique par zonage déchets : est considéré a priori comme devant suivre une filière nucléaire tout déchet provenant d une zone à déchets radioactifs d une installation nucléaire de base.

33 Le zonage déchets consiste à découper les installations d'un site nucléaire (bâtiments ou locaux de l'installation nucléaire, mais aussi aires extérieures et voiries) en deux types de zones : Les zones à déchets nucléaires, à l'intérieur desquelles les déchets produits sont radioactifs (contaminés ou activés) ou susceptibles de l'être. Les déchets issus de ces zones sont dits déchets nucléaires. Les zones à déchets conventionnels, à l'intérieur desquelles les déchets produits ne sont pas susceptibles d'être contaminés ou activés. Les déchets issus de ces zones sont dits déchets conventionnels. Une zone peut être tout local, partie de local ou partie d'installation pour lequel des frontières ou barrières physiques existent et peuvent être considérées comme empêchant tout transfert de contamination entre l'extérieur et l'intérieur de la zone ainsi définie. 33 Les interruptions éventuelles de ces barrières physiques doivent être pourvues de moyens adaptés permettant de prévenir la dissémination de contamination depuis les zones à déchets nucléaires vers les zones à déchets conventionnels (confinement statique, confinement dynamique, contrôles actifs ). Le principe fondamental d élaboration du zonage déchets de référence d une installation nucléaire de base repose sur l utilisation de lignes de défense indépendantes et successives, dont l empilement permet de garantir un niveau de confiance élevé quant à la discrimination entre les déchets devant suivre une filière nucléaire et les déchets conventionnels. I Zonage déchets de référence de l installation En accord avec la réglementation détaillée ci-dessus, et conformément aux principes et modalités d'application du zonage déchets des installations du CEA et de la gestion des déchets qui lui est associé, le zonage déchets de référence du réacteur Ulysse défini deux types de zones à déchets conventionnels et un type de zone à déchets nucléaires. Zones à déchets conventionnels : Zone sans radioactivité ajoutée (ZSRA) C est une zone à l intérieur de laquelle les déchets produits ne sont, ni contaminés, ni activés dans les conditions habituelles d exploitation, soit parce qu il n y a jamais eu de production, traitement, manipulation, emploi, détention, stockage, manutention de substances radioactives ou d utilisation d'appareils émetteurs de particules pouvant générer une activation, soit parce que l'assainissement du volume intérieur de la zone et de ses parois a éliminé toute contamination ou l'essentiel de l'activation qui pouvait y avoir été contenue.

34 Zone non contaminante (ZNC) C est une zone à l intérieur de laquelle les déchets produits ne sont ni contaminés ni activés dans les conditions habituelles d exploitation, car les substances radioactives contenues ne sont pas susceptibles de contaminer des déchets qui en sont issus et où il n existe pas d émission de particules pouvant générer une activation des déchets qui en sont issus : ceci, même si, dans cette zone, existent ou ont existé production, traitement, manipulation, emploi, détention, stockage, manutention de substances radioactives. 34 Par ailleurs, il peut exister, inclus et délimités dans une telle zone, des équipements, objets, déchets conditionnés, ou autres, assimilables à des «parties de zone contaminante» appelées «points à risques» qui sont protégées par une barrière de confinement et repérées jusqu à leur démontage et évacuation vers une filière nucléaire. Zone à déchets nucléaires : Zone contaminante (ZC) Une zone contaminante est une zone à l intérieur de laquelle il existe des substances radioactives susceptibles de contaminer des déchets sortants ou dans laquelle il y a et il y a eu émission de particules pouvant générer une activation des déchets sortants. Le zonage déchets qui sera utilisé lors du démantèlement de l installation Ulysse a été établi à partir : Du zonage déchets d exploitation. De l historique d exploitation et du retour d expérience associé. Des évolutions de l installation pendant les opérations de préparation à la mise à l arrêt définitif. D une simulation numérique de l activation des matériaux entourant le cœur du réacteur (calcul d activation), afin d étendre le zonage déchets à l intérieur des structures. Le zonage déchet de référence du bloc réacteur est détaillé dans les figures suivantes : Figure 42 : Zonage déchet de référence pour les structures amovibles. Figure 43 : Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe horizontale). Figure 44 : Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe verticale Est-Ouest). Figure 45 : Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe verticale Nord-Sud). Figure 46 : Zonage déchets du réacteur. Figure 47 : Délimitation TFA et FA (coupe horizontale). Figure 48 : Délimitation TFA et FA (coupe verticale nord-sud). Figure 49 : Délimitation TFA et FA (coupe verticale ouest-est).

35 Pour l'ensemble de l'installation, le tableau ci-après récapitule le zonage déchets de référence de l'installation. Avant l enclenchement des travaux, une demande d évolution du zonage déchets d exploitation sera faite auprès de l Autorité de sûreté nucléaire. Cette demande, instruite selon l article 26 du décret n o , concernera le déclassement, de zone contaminante à zone non contaminante, des zones suivantes : Cimetières horizontal. Cimetière vertical Nord. Cuve à effluents. La justification du classement de ces zones est donnée de façon succincte dans le tableau ci-après. 35

36 Zone Justification ZSRA Locaux annexes Classés en Zone sans radioactivité ajoutée pendant le fonctionnement, ces locaux conserveront ce classement pendant les travaux de démantèlement. 36 ZNC Hall réacteur Piscine d entreposage Fosses techniques Local de stockage Ces zones étaient, pendant le fonctionnement, classées en Zones non contaminantes, ce qui a toujours été vérifié lors des contrôles effectués. Elles garderont ce classement pendant les travaux de démantèlement ZNC Cimetières Les cimetières étaient utilisés, en exploitation, pour entreposer des dispositifs activés. Ils étaient classés en zone contaminante afin d'orienter en déchets nucléaires tout dispositif mis au rebut. Vidés lors des opérations de préparation à la mise à l arrêt définitif, ils seront classés en Zone non contaminante pendant les travaux de démantèlement. ZNC Cuve à effluents La cuve à effluents est composée d un double cuvelage en «Armodur» (PVC) dans une fosse béton. La cuve n ayant jamais reçu d effluents radioactifs, elle sera classée en Zone non contaminante. ZNC + ZC Circuit primaire Ventilation Cheminée Classées en Zones non contaminantes pendant les phases d arrêt du réacteur, ces zones garderont ce caractère conventionnel pendant les travaux de démantèlement. Cependant, et à titre conservatoire, les équipements particuliers que constituent les résines échangeuses d ions et le filtre THE sont classés en Zone contaminante comme points à risque. ZNC + ZC Cuve Ondine La cuve Ondine est classée en Zone non contaminante (effluents conventionnels), à l exception de sa face ouest, activée d après la simulation numérique, et qui est considérée comme point à risque et est donc classée en Zone contaminante. ZNC / ZC Bloc réacteur Les calculs d activation ont permis de définir une frontière entre zones à déchets nucléaires et conventionnels, et d étendre ainsi le zonage déchets à l intérieur des structures fixes et amovibles du bloc réacteur. I Zonage déchets du bloc réacteur Un zonage déchets en profondeur a été établi dans l épaisseur des structures composant le bloc réacteur par calcul d activation. À partir du flux de neutrons calculé et de l estimation de l activité induite dans les structures (spectre et activité massique), le bloc en béton et les différentes structures amovibles ont été catégorisés en zone nucléaire ou conventionnelle. En conformité avec les préconisations de l Autorité de sûreté nucléaire sur les méthodologies d assainissement complet acceptables, l approche retenue repose sur l utilisation de lignes de défense indépendantes et successives : La première ligne de défense repose sur une réflexion approfondie sur l état de l installation, et doit notamment chercher à comprendre et quantifier les phénomènes physiques en jeu.

37 La deuxième ligne de défense consiste à confirmer le caractère conventionnel des surfaces assainies à l aide d une campagne de mesures appropriées (contrôles finaux). Enfin, la troisième et dernière ligne de défense consiste en un contrôle radiologique des déchets conventionnels. Dans notre cas, la première ligne de défense consiste dans la modélisation physique du phénomène d activation des structures, et en la détermination des activités massiques en découlant. Des hypothèses conservatives (sur la composition isotopique des matériaux, sur les hypothèses de mélanges de matériaux dans les mailles de calcul ) sont systématiquement prises dans cette modélisation. À partir de cette représentation physique en trois dimensions, et comme il n est pas possible de définir de façon intrinsèque une limite au-delà de laquelle le phénomène d activation dû aux neutrons disparaît, une valeur d activité résiduelle modélisée acceptable a été définie, en conformité avec les préconisations de l Autorité de sûreté nucléaire. L optimisation de cette valeur tient compte des recommandations internationales de l Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) et de la méthodologie définie par le CEA. Affectée d une marge forfaitaire supplémentaire de précaution, elle sera utilisée pour définir l épaisseur totale d assainissement, correspondant à la limite entre zones à déchets nucléaires et zone à déchets conventionnels. 37 Épaisseur totale d assainissement Marge forfaitaire de précaution Épaisseur minimale d assainissement Sens de l activation Limite entre Zone à déchets nucléaires et Zone à déchets conventionnels Zone à déchets conventionnels Zone à déchets nucléaires Valeur d activité Résiduelle Modélisée Acceptable Illustration de la notion de marge supplémentaire forfaitaire de précaution. Cette valeur d activité résiduelle acceptable, affectée d une incertitude maximale admissible, doit être accessible (notion de limite de détection) aux appareils de mesure mis en œuvre dans le cadre du programme de contrôle radiologique (seconde ligne de défense). Ces limites de détection seront donc compatibles avec les critères de décision acceptables pour vérifier le caractère conventionnel des équipements ou des structures démontées et des bétons assainis.

38 Valeurs croissantes d activité Valeur d activité résiduelle modélisée acceptable Plage de choix du critère de décision Critère de décision Limite de détection des appareils de mesure Illustration de la notion de plage 38 de choix du critère de décision. Les pratiques du CEA pour la confirmation du caractère non contaminant des zones à déchets conventionnels préconisent de réaliser des contrôles avec des appareils dont les limites de détection «doivent être inférieures ou de l ordre de grandeur du dixième (du centième pour le tritium et le carbone 14) des valeurs de contamination massique citées dans l annexe II du décret nº du 4 avril 2002 relatif à la protection générale des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants». Dépendante du spectre radiologique des matériaux, cette valeur sera ainsi prise égale à 11 Bq.g -1 pour le béton ordinaire (dont une contribution tritium de l ordre de 10 Bq.g -1 ) et à 2,2 Bq.g -1 pour le béton lourd (dont tritium de l ordre de 1,4 Bq.g -1 ). La détermination du zonage déchets en profondeur du bloc réacteur a été basée sur ces données. Appliquée à toutes les structures amovibles du bloc réacteur et au monolithe de béton lui-même, cette méthodologie permet : De définir dans quelle filière (nucléaire ou conventionnel) les équipements amovibles seront évacués. De délimiter, dans le volume de béton du bloc réacteur, une frontière entre les zones à déchets nucléaires et celles à déchets conventionnels. La discrimination entre déchets TFA et FA est basée, d après l Étude déchets des opérations de démantèlement, sur une estimation de l indice IRAS des différents éléments, estimation s appuyant elle-même sur les calculs d activation : Un colis sera catégorisé comme TFA si son indice IRAS est inférieur à 10, et que l indice IRAS du lot reste inférieur à 1. Et il sera catégorisé FA sinon (indice IRAS du colis supérieur à 10, indice IRAS du lot supérieur à 1).

39 Cette discrimination fondée sur les indices IRAS prévisionnels permet ainsi d orienter : En catégorie partie FA : Le gainage en aluminium du réflecteur interne, le gainage inférieur en aluminium du réflecteur externe, la cuve réacteur en aluminium, la première partie du bouchon tournant en béton, la dalle inférieure de support du bouchon tournant en béton, l arche en béton de la colonne thermique Ouest, la première arche en béton de la colonne thermique Est, une partie du massif béton du réacteur (la plus proche du cœur) et la dalle en fonte. En catégorie TFA : Le graphite du réflecteur interne, le graphite du réflecteur externe, le graphite de la colonne thermique Ouest, le graphite de la colonne thermique Est, le caisson en aluminium du graphite boré, le premier élément du bouchon roulant en béton, le radier en béton situé sous la dalle en fonte, la deuxième partie du bouchon tournant en béton, les dalles intermédiaires et supérieures de support du bouchon tournant en béton, la face ouest de la cuve Ondine, une partie de la sole et une partie du massif béton du réacteur (partie intermédiaire du massif). 39 I Zonage déchets opérationnel Le zonage déchets de l'installation pourra évoluer de façon temporaire durant le démantèlement. En fonction des travaux effectués, certaines zones, et notamment des parties du hall réacteur, pourront être temporairement classées comme Zone contaminante dans le cadre d un Zonage opérationnel. Un zonage opérationnel est réalisé pour une durée limitée dans le temps, c'est-à-dire de l ordre au plus de quelques mois, après quoi il y a retour au zonage de référence. La mise en place du zonage opérationnel est liée à des interventions ponctuelles, programmées mais non systématiques, effectuées par exemple dans le cadre de chantiers. Après l intervention programmée il est généralement procédé au déclassement de la zone contaminante en zone non contaminante, et au retour au zonage de référence initial, en s appuyant comme pour son établissement, sur un raisonnement analytique basé sur des critères prédéfinis, puis sur une confirmation au moyen de contrôles radiologiques. Le reclassement temporaire d un local ou d une zone fait l objet d une information de l Autorité de sûreté, éventuellement différée et transmise via les bilans annuels de sûreté des INB. Les modalités de gestion du zonage incluent : Le suivi de l'historique du zonage établi par des fiches qui assurent la traçabilité, pour chaque local de l'installation, du zonage déchets et de son évolution. Le suivi du classement par la réalisation régulière de cartographies radiologiques qui garantissent la cohérence du classement.

40 I.2.4- Fonctions de sûreté en exploitation Les exigences de sûreté de l'installation en phase d'exploitation sont définies dans le Rapport de sûreté d'exploitation, en fonction de l'état du réacteur (fonctionnement, arrêt, maintenance). Elles concernent quatre éléments importants pour la sûreté (EIS) : EIS n o 1 : contrôle de la réactivité. EIS n o 2 : confinement première barrière (gaine de l élément combustible). 40 EIS n o 3 : confinement deuxième barrière. EIS n o 4 : confinement troisième barrière. L'évolution de la liste des exigences de sûreté, pendant les opérations préparatoires à la mise à l'arrêt définitif, est analysée dans le dossier de Cessation définitive d'exploitation, transmis à l'autorité de sûreté en août Sur l'ensemble des exigences de sûreté de l'installation en phase de fonctionnement, seules les exigences de sûreté associées à la ventilation du hall réacteur, associées à l'eis n 4, sont maintenues à la fin des opérations préparatoires à la mise à l'arrêt définitif, à savoir : Le maintien d'un débit supérieur à m 3.h -1 de la ventilation du hall, lors des opérations de CDE qui le nécessitent, en application du référentiel de sûreté d'exploitation. Une efficacité supérieure à pour les poussières de plus de 0,15 µm pour le filtre THE du circuit de ventilation. Cette exigence de sûreté permet d'assurer le confinement dynamique dans le hall réacteur.

41 I.3. Définition de l'état final à atteindre 41 Les travaux de démantèlement et d'assainissement décrits précédemment ont pour objectif de libérer l Installation nucléaire de base 18 de toute contrainte, notamment nucléaire, afin de permettre sa radiation de la liste des INB. À la fin des travaux : Tous les matériaux ou équipements ayant une radioactivité significative seront évacués. L état radiologique de l installation justifiera le déclassement des locaux en zone non réglementée. Le zonage déchets des bâtiments comprendra uniquement des zones à déchets conventionnels. I.3.1- I Présentation de l état final retenu État physique À la fin des opérations de démantèlement et d assainissement, l état physique final des locaux sera le suivant : Les équipements ayant servi au démantèlement sont démontés et évacués (porteurs, confinements et ventilation de chantier, outillage ). Les circuits d'eau et d'air du réacteur, de gestion des effluents, ainsi que ceux utilisés pour le démantèlement sont déposés et évacués. Les fosses à l extérieur du bâtiment sont fermées et étanchées. Les mobiliers et équipements de la zone réacteur sont évacués. Les murs sont nus (certains inserts peuvent toutefois être conservés). La cheminée de rejet des effluents gazeux de l'installation, ainsi que la ventilation de chantier et son émissaire, est déposée et évacuée. Les réseaux électriques permettent d alimenter un éclairage et les dispositifs de surveillance, les descentes d eaux pluviales sont maintenues en place. Des réaménagements sont réalisés, si nécessaire, pour assurer la sécurité du personnel.

42 Compte tenu du déclassement des zones réglementées en zones non réglementées (zonage radioprotection) à l issue des opérations de démantèlement et d assainissement, les conditions de circulation du personnel dans les locaux ne seront liées qu à des contraintes de sécurité classique. I État radiologique L objectif fixé pour l état radiologique final de l installation est un assainissement complet de toutes les zones à déchets nucléaires de l installation, et en particulier du bloc réacteur, permettant : 42 le déclassement des zones réglementées en zones non réglementées du point de vue du zonage radioprotection, et le déclassement des zones à déchets nucléaires en zone à déchets conventionnels du point de vue du zonage déchets. Le déclassement des zones à déchets nucléaires sera basé sur un critère de décision, permettant de confirmer le caractère conventionnel de ces zones. Ce critère de décision sera pris inférieur à un critère de propreté justifié, notamment par des études d impact radiologiques, dans le document décrivant les opérations d assainissement, et qui sera transmis à l Autorité de sûreté nucléaire dans les délais précisés dans le décret autorisant les opérations de démantèlement, au plus tard six mois avant le début des travaux d assainissement final. La politique du CEA est d appliquer des critères cohérents avec ceux préconisés par l AIEA (valeurs inférieures à 300 µsv.an -1 ) en prenant une marge importante par rapport aux doses admissibles pour le public (1 msv par an). Les valeurs retenues pour le déclassement d autres installations similaires du CEA sont de l ordre de 100 µsv.an -1. Dans cette configuration, aucune mesure de surveillance radiologique ne serait conservée après déclassement de l installation. Enfin, un dossier présentant l état du site après le démantèlement, et notamment une analyse de l état du sol et une description des constructions de l installation qui subsistent et de leur état, aura été constitué et transmis à l Autorité de sûreté nucléaire dans le cadre de la demande de radiation de l installation. Il est à noter qu aucune contamination des sols dans le périmètre de l installation n a été relevée. Cependant, si des anomalies apparaissaient, les sols seraient traités en conséquence. I.3.2- Prévisions d utilisation ultérieure du site À l'issue du démantèlement, la réutilisation de l'ensemble des locaux est envisagée sans contrainte radiologique (radioprotection et zonage déchets). À ce jour, il n existe pas de projet défini de réutilisation des locaux de l'installation. Les options envisagées s orientent vers une utilisation dans le cadre des activités de formation de l INSTN (salles de travaux pratiques ou d enseignement, médiathèque ).

43 I.3.3- Incertitudes associées à la description de l état final Le projet de démantèlement du réacteur Ulysse est caractérisé par les très faibles enjeux radiologiques, suite à l exploitation à faible puissance du réacteur, et par l importance des travaux en environnement non nucléaire. De plus, le CEA possède un retour d expérience important dans le démantèlement d installations similaires, notamment : Le réacteur Harmonie, dont le démantèlement s est déroulé entre 2004 et Le réacteur piscine Siloette, démantelé entre 2005 et Enfin, les projets de démantèlement de réacteurs de type Argonaut, en France (Réacteur universitaire de Strasbourg) comme à l étranger ont permis de conforter le scénario proposé pour l INB La taille réduite de l installation, le faible enjeu radiologique, la bonne connaissance de l historique d exploitation (qui ne révèle aucun incident significatif), l utilisation d une organisation et de techniques éprouvées autorisent la levée de toute incertitude sur l obtention de l état final visé. I.3.4- Impact de l installation et modalités de surveillance envisagées Comme précisé, ci-dessus, après atteinte de l état final visé, l impact radiologique de l installation sera de l ordre de 100 µsv.an -1 et une réutilisation dans le cadre des activités de formation de l INSTN est envisagée. L impact de l installation pouvant être considéré comme négligeable, aucune surveillance spécifique n est envisagée. Une servitude de mémoire ou une restriction d usage conventionnelle au profit de l État pourra cependant être mise en place, afin de conserver la mémoire de la présence d une ancienne installation nucléaire sur les parcelles concernées.

44 44 I.4. Retour d'expérience du démantèlement d installations similaires I.4.1- Généralités Les réacteurs de type Argonaut, dont Ulysse est un représentant, sont des réacteurs de faible puissance (généralement 100 kw, mais aussi 10 ou 300 kw), destinés à l enseignement et à la recherche, dont le premier exemplaire a été mis en service à l'argonne National Laboratory en 1957 (Argonaut signifie Argonne Nuclear Assembly for University Training). Dans le cadre du programme Atoms for Peace lancé par le président Eisenhower en 1953, ce type de réacteur a été largement diffusé dans les universités américaines, puis dans le monde à partir de la fin des années cinquante, dans des versions utilisant un combustible enrichi, selon les pays, à 20% ou à plus de 80% en uranium 235. La base de données de l AIEA Nuclear Research Reactors in the World recense 29 réacteurs de type Argonaut dans le monde, mis en service entre 1956 et 1966 : Huit aux États-Unis ( ). Cinq au Royaume-Uni ( ). Quatre en Allemagne ( ). Deux en France (Ulysse en 1961, et le Réacteur universitaire de Strasbourg en 1966), en Argentine (1958 et 1965) et en Espagne (1962). Un en Australie (1961), en Autriche (1965), au Brésil (1965), en Italie (1963), aux Pays-Bas (1962) et à Taïwan (1957). Même si certains de ces réacteurs sont toujours exploités (par exemple, RA1 en Argentine ou UFTR à l Université de Floride), la plupart ont été arrêtés dans les années et progressivement démantelés. Nous disposons donc d un retour d expérience intéressant sur le démantèlement de réacteurs construits pratiquement sur les mêmes plans.

45 Ce chapitre a pour objet de construire un retour d expérience de projets de démantèlements à l international (Royaume-Uni, États-Unis, Autriche, Taïwan), et de le comparer avec le projet de démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg (INB 44), terminé en 2008 et actuellement en attente de déclassement. I.4.2- Retour d expérience à l international Ce paragraphe fait le bilan de divers projets de démantèlement de réacteurs de type Argonaut à l étranger, afin d identifier les principaux points permettant l optimisation des opérations de démantèlement de l'inb 18. I Généralités 45 Les Argonauts construits dans le monde se distinguent : Par leur puissance : 10, 30, 100 kw et 300 kw. Par le mode de construction de la protection biologique (bloc pile) : empilage de blocs de béton, monolithe en béton, ou mixage des deux techniques. Par contre, la géométrie et la construction du cœur restent largement comparables : Cuves concentriques en aluminium, la cuve interne contenant un réflecteur en graphite. Refroidissement assuré par de l eau. Réflecteur externe en graphite. De même, tous ces réacteurs se caractérisent par la facilité d accès au cœur et au réflecteur graphique (via des bouchons en béton, roulants ou tournants) et le nombre important de dispositifs d expérimentation (canaux neutroniques, cuves ). Le démantèlement de ce type de réacteur suit généralement le même schéma : Évacuation du combustible. Démontage des internes du cœur (réflecteur interne, cuve ) et du graphite. Démolition du bloc pile. Démontage des utilités (circuit de refroidissement, ventilation). Assainissement du hall réacteur. Assainissement et libération du bâtiment. L'analyse détaillée des projets de démantèlement fait ressortir deux points. En premier lieu, les parties du réacteur les plus activées sont les pièces en acier au plus proche du cœur (cornières métalliques, dalles de support ). Pour certains projets (réacteur ayant fonctionné à puissance élevée), les débits de dose constatés ont nécessité soit l ajout de protections biologiques supplémentaires, soit l utilisation de moyens téléopérés.

46 En second lieu, selon le niveau d activation du béton du bloc pile, deux stratégies de démolition ont été utilisées : Démolition de l extérieur vers l intérieur, c'est-à-dire en retirant en premier le béton conventionnel. Démolition de l intérieur vers l extérieur : si la profondeur de béton activée est faible, il est plus pertinent de retirer tout d abord le béton le plus irradiant (éventuellement à l aide d outils téléopérés), puis de démolir le béton conventionnel. 46 Ces différentes stratégies de démantèlement seront décrites au travers des projets typiques détaillés ci-après. I Exemples de démantèlement Réacteur Jason Puissance 10 kw Royaume-Uni 1 2 Jason était un réacteur de faible puissance (10 kw) situé dans un hall réacteur, au sein du King William Hall Building, immeuble classé de l Old Royal Naval College de Greenwich, monument inscrit par l UNESCO au patrimoine mondial, situé à quelques kilomètres du centre de Londres. Le point délicat de ce projet de démantèlement était dû aux contraintes apportées par l environnement du réacteur (bâtiment classé du XVII e siècle). Les cheminements d évacuation des déchets ont dû être créés en préservant les sols et les murs (sortie des déchets par une fenêtre). À l opposé, le démontage du réacteur ne présentait pas de difficultés : La protection biologique était constituée d un empilage de blocs de béton entourant le réflecteur graphite et la cuve (le réacteur avait d ailleurs déjà été démonté en 1962 pour être déplacé). Les niveaux d activité étaient faibles, permettant un travail au contact. La démarche suivie a été la suivante : Mise en place d un confinement. Dépilage des blocs de béton. Démontage du graphite. Découpe des internes du cœur (cuve, charpente ). Le local a été assaini, puis déclassé avec comme critère un niveau de contamination artificielle de 0,4 Bq.g -1 ou 0,4 Bq.cm -2. En particulier, le sol a été excavé sur une profondeur d environ deux mètres à l ancien emplacement du cœur. Ce hall est désormais utilisé comme salle de conférences. 1 Just another source of neutrons? The removal of the Jason reactor at Greenwich, LOCKWOOD R. J. S.; BEELEY P. A. Ingenia magazine, issue 10, November 2001 The Royal Academy of Engineering. 2 Decommissioning the Jason Reactor, ROBERTSHAW S. Reactor Seminar From Cradle to Grave 2003 (British Nuclear Energy Society).

47 Le démantèlement du réacteur Jason a conduit à la production d'environ 110 tonnes de déchets conventionnels et 160 tonnes de déchets de très faible activité (LLW Low-level Waste dans la classification britannique). Seuls quelques équipements spécifiques (barres de contrôle, instrumentation ) ont dû être traités comme déchets de faible activité (ILW Intermediate level waste). Le bilan de la dosimétrique collective pour l ensemble des opérations, qui se sont déroulées entre juin 1998 et septembre 1999, s'est élevé à environ 1,7 H.mSv. On notera que les niveaux d activité mesurés sur les réacteurs de 10 kw restent faibles, permettant un classement des déchets majoritairement en TFA. Par exemple, sur l Argonaut de l Université de Graz (Autriche), les valeurs d activité relevées étaient de 0,64 Bq.g -1 en 152 Eu au maximum dans les bétons, et de 6,33 Bq.g -1 en 60 Co pour les aciers les plus activés (boulons à proximité du cœur). 47 Réacteur UCLA R1 Puissance 100 kw Etats-Unis 3 Le réacteur de recherche de l'ucla (University of California Los Angeles Boelter Research Reactor) était un réacteur de type Argonaut 100 kw, utilisé pour des activités de recherche et d'enseignement. Ce réacteur, initialement de 10 kw a été mis en service en octobre 1960, et les activités de formation ont débutées en janvier Par la suite, l Atomic Energy Commission autorisera (avril 1963) une augmentation de puissance de 10 à 100 kw. Le réacteur a fonctionné jusqu'en février La première étape du démantèlement (1986 à 1988) a consisté à démonter les éléments amovibles : internes du cœur, modérateur et colonnes thermiques en graphite, barres de contrôle, certains blocs amovibles, équipements périphériques. La seconde étape, entre le 13 août et le 16 octobre 1992, avait pour objectif de démanteler le bloc réacteur monolithique, de retirer les derniers équipements (dont quelques blocs amovibles) et de procéder à l'assainissement final, en vue du déclassement du bâtiment. Les niveaux d activité relevés étaient de l ordre de 0,4 mgy.h -1 au contact (blocs amovibles en béton) à 10 mgy.h -1 («rails» en acier situés sous le cœur). Au vu de ces débits de dose, une solution d intervention à distance a été privilégiée, utilisant un bras hydraulique porteur d un brise-roche (BRH). Le démantèlement du bloc pile s est fait en quatre étapes : Montage d un confinement. Extraction des rails au BRH et découpe au contact (chalumeau). 3 Decommissioning of a university research reactor, ABELQUIST E. W.; HUDA A.; STATE S.; TAKAHASHI J. Health Physics. 67(1):80-87.

48 Extraction, par carottage sous eau, des canaux neutroniques activés. Démolition du bloc pile de l intérieur vers l extérieur, à l aide du BRH placé au plus près de la cavité cœur, écroutage du béton activé. Démolition avec des moyens lourds du béton conventionnel restant. On notera que : La mise en place du BRH au plus près a nécessité la démolition à l aide d éclateurs hydrauliques d une partie du béton conventionnel. 48 Une aspersion d eau en continu permettait d éviter une dissémination des poussières. Le local a été assaini puis déclassé avec comme critère un niveau de contamination artificielle inférieur ou égal à 0,37 Bq.cm -2. Un contrôle effectué par l'autorité de régulation a confirmé le respect des seuils réglementaires, et a permis de déclasser l'installation. Le bilan de la dosimétrie collective de la première phase est de l'ordre de 27 H.mSv, et de 12 H.mSv pour la seconde (soit un total d'environ 39 H.mSv). D autres réacteurs universitaires américains de 100 kw ont été démantelés selon les mêmes techniques, par exemple UWAR (Université de Washington) ou UTR-10 (Université d Iowa) : Pour UWAR, la technique de démolition du bloc pile a été similaire à celle de UCLA-R1 : écroûtage de la partie activée du bloc depuis l intérieur, puis démolition du béton conventionnel. Pour UTR-10, une approche de l extérieur vers l intérieur avec des engins lourds a été choisie, la frontière entre le béton conventionnel et la partie activée étant clairement délimitée par une fissuration au ciment expansif. I Bilan et comparaison Les projets de démantèlement détaillés ci-dessus (réacteurs Argonaut de 10 et 100 kw) montrent que : Les opérations de démontage (y compris des colonnes thermiques) ont pu être réalisées au contact. Les opérations les plus coûteuses en termes de dosimétrie ont consisté à retirer les parties métalliques noyées dans le béton à l intérieur de la cavité cœur. La démolition des blocs pile monolithiques a pu être menée de l intérieur vers l extérieur, ou l inverse, pour des coûts comparables. La dosimétrie totale engagée est très faible pour les réacteurs de 10 kw (2 msv dans le cas de Jason), mais augmente nettement pour les réacteurs plus puissants (39 msv pour UCLA R1, d une puissance de 100 kw, 54 msv pour l University Research Reactor, Argonaut Britannique de 300 kw). Les déchets évacués essentiellement du béton sont majoritairement conventionnels ou de très faible activité.

49 Les bâtiments ont été assainis (selon les règlementations nationales respectives, avec des critères d activité résiduelle de l ordre de 0,4 Bq.g-1), afin de permettre leur déclassement et leur réutilisation. I.4.3- Démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg Le Réacteur universitaire de Strasbourg (RUS, INB 44) était situé sur le campus scientifique de Cronenbourg, géré par le CNRS. Il est la propriété de l Université Louis Pasteur de Strasbourg (aujourd hui Université de Strasbourg). Mis en service le 22 novembre 1966, il a atteint sa pleine puissance (100 kw) à partir d avril Il était en général utilisé entre 1 et 100 W pour l enseignement, et jusqu à 100 kw pour les irradiations. À sa puissance maximale de 100 kw, il permettait de disposer d un flux neutronique de n.cm -2.s Les missions de ce réacteur d expérimentations étaient : La participation aux actions de formation dans les domaines de la neutronique et d analyse par activation neutronique. Le support à la recherche publique (universitaire, CNRS, INSERM ) par l irradiation de matériaux. La mise en œuvre de techniques analytique utilisant une source de neutrons et la production de radio éléments. La fourniture de prestations analogues à des entreprises dans un cadre contractuel. Le réacteur a cessé de fonctionner en 1997, et l exploitant nucléaire a décidé de réaliser l'ensemble des opérations conduisant au déclassement de l'installation nucléaire de base 44 : phases de Cessation définitive d'exploitation (CDE) et de Mise à l'arrêt définitif et de démantèlement (MAD/DEM). Le décret autorisant le démantèlement a été obtenu en février 2006, et travaux de démantèlement ont commencé en août 2006 pour se terminer fin Le projet était décomposé en plusieurs phases : Aménagement de chantier et travaux préparatoires. Démontage des équipements de la cavité cœur. Démontage du graphite. Démantèlement des circuits du sous-sol. Démantèlement du massif pile. Assainissement final. Les opérations effectuées sont listées ci-après :

50 I Démontage des équipements de la cavité cœur Après des travaux préparatoires, la première étape importante du projet à consister à démonter les équipements de la cavité cœur (bouchons, dalles support et cuve du réacteur) et à conditionner les déchets ainsi générés (nécessitant notamment la découpe de la cuve). L ensemble de ces opérations s est déroulé au contact, sous confinement. I Démontage du graphite 50 L étape suivante consistait à démonter les empilages de graphite (colonnes thermiques et réflecteurs). La dépose des colonnes thermique a été faite en retirant les bouchons roulants, et celle des réflecteurs par le toit pile. Le dépilage des briques de graphique a nécessité la mise en place de protections biologiques supplémentaires, et un travail à distance à l aide d outils spécifiques (perches, éclateur pour casser les clavettes de graphite ) en raison d une dosimétrie élevée, causée par des éléments métalliques activés présents dans la cavité cœur («marbre» supportant les colonnes thermiques et inserts métalliques, présentant des points chauds de l ordre de 12 msv.h -1 ). I Démantèlement du massif pile Pour la suite des travaux (démantèlement du massif pile), la solution retenue, dans le cadre de la démarche ALARA (As Low As Reasonably Achievable), a consisté à remplir de béton une partie de la cavité cœur, afin de masquer les points les plus activés, et d obtenir une protection biologique supplémentaire permettant l intervention dans de bonnes conditions. Le démantèlement du massif pile s est fait de l extérieur vers l intérieur, par un sciage au câble diamanté. Cette technique, très précise, présente notamment l avantage de respecter au mieux la frontière, déterminée à l aide d un calcul d activation, entre déchets conventionnels et déchets nucléaires, et donc de réduire la masse de ces derniers. De plus, la découpe se faisant en blocs importants (de 2 à 10 tonnes), la manutention et le transport sont facilités, et le volume réduit (pas de foisonnement dû à la réduction en gravats, optimisation du remplissage des caissons). Enfin, l utilisation d eau comme lubrifiant et fluide de refroidissement permet de maîtriser le risque de dissémination de la contamination. La découpe de la partie conventionnelle du bloc pile s est déroulée sur environ trois mois, et les découpes en conditions nucléaires sur environ quatre mois. Le sciage des parties du massif pile réalisées en béton riblonné (béton contenant une forte proportion de déchets métalliques, utilisé comme protection neutronique) a été particulièrement difficile. Ce type de béton n'est pas présent sur le réacteur Ulysse.

51 I Bilan du chantier Le bilan dosimétrique du chantier s élève à environ 21 homme.msv, pour un effectif moyen d environ dix personnes sur trente mois. Ces valeurs sont inférieures aux estimations (25 h.msv après prise en compte des niveaux d activité rencontrés dans le bloc réacteur), et nettement inférieures aux bilans de projets de démantèlement de réacteurs Argonaut de 100 kw (par exemple, UCLA R1 : 38,7 h.msv). Le bilan des déchets s élève à 726 tonnes (293 t de déchets conventionnels, 367 de TFA et 66 de FA), en grande majorité de béton. Le retour d expérience de ce chantier a permis d optimiser le scénario de référence du démantèlement d Ulysse, notamment sur les points suivants : Validation du scénario de référence (découpe au câble diamanté), en tenant compte de difficultés rencontrées (manutention des blocs, simplification des plans de découpe). 51 Gestion des effluents de sciage (confinement et recyclage). Mise en place d entreposages tampons avant évacuation des déchets. Démontage au contact des empilements de graphite. I.4.4- Conclusions Depuis une vingtaine d années, de nombreux réacteurs de type Argonaut ont été démantelés dans le monde, avec des approches techniques, organisationnelles et réglementaires diverses. La plupart de ces projets se sont déroulés sur deux à trois ans, et ont conduit au déclassement complet des bâtiments, et à leur réutilisation ou leur démolition. Sur un plan technique, les scénarios de démantèlement sont assez proches (démontage des internes du cœur désempilage du graphite démolition ou démontage du bloc pile). Pour les réacteurs de 10 ou 100 kw, toutes ces opérations ont pu être réalisées au contact, ou avec des moyens d intervention à distance. Seuls les réacteurs de plus forte puissance (300 kw) ont nécessité des découpes téléopérées. Les variantes constatées dans les techniques utilisées portent sur la démolition des blocs pile monolithiques : sciage, démolition par des engins de travaux publics, ciment expansif, éclateurs hydrauliques, écroûtages. Au vu des données disponibles, il semblerait que les techniques de démolition lourdes (brise-roche hydraulique) permettent de réduire les durées de chantier, au détriment du volume de déchets et de la maîtrise du risque de dissémination de la contamination. Des approches mixtes (sciage, éclateurs ou ciment expansif pour les parties nucléaires, brise-roche pour le béton conventionnel) peuvent être envisagées. Cependant, le sciage semble être la technique la plus adaptée pour réduire le volume des déchets et maîtriser au mieux le risque de dissémination de la contamination. Cette technique sera retenue comme solution de référence pour le démantèlement du réacteur Ulysse.

52 Au niveau dosimétrique, les opérations les plus coûteuses sont la découpe ou le démontage des aciers activés au plus proche du cœur du réacteur, qui nécessitent des interventions à distance ou l ajout de protections complémentaires. Dans le cas du réacteur Ulysse, l'installation a fonctionné de façon prolongée à faible puissance (puissance moyenne de 300 W), limitant de fait les niveaux d activité des composants du bloc réacteur. 52 À titre de comparaison, l'énergie produite par le réacteur Ulysse est environ 25 fois moins élevée que celle produite par le Réacteur universitaire de Strasbourg, conduisant à des niveaux d'activation réduits sensiblement du même facteur. Comparativement au démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg, ceci conduira pour le réacteur Ulysse à une réduction : Des valeurs maximales de niveau d'exposition radiologique des opérateurs. De la dosimétrie totale engagée pour le démantèlement. De la proportion de déchets nucléaires générés par le démantèlement.

53 I.5. Présentation des opérations de démantèlement 53 I.5.1- Définition des étapes du démantèlement La stratégie de démantèlement a été établie sur la base d'une étude des documents de conception et de l historique du fonctionnement du réacteur, ainsi que sur la modélisation de l activation neutronique des matériaux du bloc réacteur et des équipements, qui a permis d affiner le zonage déchets de l installation. Le retour d expérience du démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg, installation quasi identique bien qu ayant fonctionné à puissance plus importante (100 kw), où les travaux se sont achevés en 2008, a conforté et complété ces études (cf. chapitre I.4). Une étude bibliographique sur le démantèlement d autres réacteurs de type Argonaut dans le monde a été menée. Les démantèlements des installations suivantes ont ainsi été analysés, et des enseignements retirés : Jason : Argonaut 10 kw, Ministry of Defence (Navy) (Royaume-Uni), THAR : Argonaut 10 kw, National Tsing Hua University (Taïwan), SAR-Graz : Argonaut 10 kw, Technische Universität Graz (Autriche), UCLA R1 : Argonaut 100 kw, University of California Los Angeles (États-Unis), UTR-10 : Argonaut 100 kw, Iowa State University (États-Unis), UWAR : Argonaut 100 kw, University of Washington (États-Unis), URR : Argonaut 300 kw, The University of Manchester (Royaume-Uni), UTR-300 : Argonaut 300 kw, Scottish Universities Research and Reactor Centre (Royaume-Uni). Enfin, l expérience du CEA dans le démantèlement d installations nucléaires sur les sites de : Grenoble (Siloette, Siloé, Mélusine ),

54 Marcoule (UP1 ), Cadarache (Harmonie, Rapsodie, ATUE ), Saclay (INB 35, LHA ), Fontenay-aux-Roses (STEL, Bâtiment 18 ), La Hague (AT1, Élan IIB), Brennilis (EL4) 54 a été mise à profit, notamment sur les aspects de maîtrise de la sûreté, d organisation de chantier, et de suivi et de contrôle des opérations de démantèlement. Le projet de démantèlement du réacteur Ulysse présente plusieurs particularités : La localisation de l installation en périphérie du Centre de Saclay, à proximité immédiate des locaux d enseignement de l INSTN, bâtiment classé Établissement recevant du public (ERP). Les faibles dimensions des locaux, qui sont à prendre en compte pour l'organisation des opérations et l'entreposage des déchets. Les très faibles risques radiologiques et l importance des chantiers en environnement conventionnel, conséquences du fonctionnement à très faible puissance du réacteur. La similarité du projet avec celui du Réacteur universitaire de Strasbourg, qui permet de décliner à nouveau le même scénario en bénéficiant du retour d expérience acquis. Ces particularités nous amènent à décomposer le scénario de démantèlement du réacteur Ulysse en trois lots : Lot A : chantier conventionnel. Préparation de chantier, démantèlement des fosses extérieures, de la piscine et des cimetières, aménagement des évacuations déchets. Lot B : chantier nucléaire. Démontage des équipements de la cavité cœur et du graphite, découpe du bloc pile, démolition de la sole. Lot C : assainissement final et contrôles radiologiques. Ces différents lots, eux-mêmes découpés en phases, sont décrits en détail dans le chapitre suivant. Différentes solutions techniques sont possibles pour la démolition du bloc réacteur : Découpe béton au câble diamanté sous eau. Découpe béton au câble diamanté à sec. Démolition par des moyens lourds (brise-roche hydraulique, pince à béton). Le choix final de la technique utilisée sera laissé à l entreprise en charge des travaux, après une étude prenant en compte les paramètres suivants :

55 Optimisation de la dosimétrie des intervenants. Durée et coût des travaux. Manutention des déchets générés. Gestion des effluents liquides et gazeux. Optimisation des déchets. Il est à noter que le retour d expérience du démantèlement d autres réacteurs de type Argonaut montre que toutes ces techniques ont été employées avec succès : Découpe béton au câble diamanté sous eau pour le Réacteur universitaire de Strasbourg. Démolition (de l intérieur vers l extérieur, ou de l extérieur vers l intérieur) pour plusieurs réacteurs américains (UTR 10 Iowa State University, Boelter Research Reactor University of California, Los Angeles, University of Washington Argonaut Reactor). 55 Les techniques de démolition utilisées sont souvent mixtes (BRH, éclateur hydraulique, ciment expansif ). Le tableau suivant présente quelques avantages et inconvénients de ces différentes approches : Critère Découpe sous eau Découpe à sec Démolition Dosimétrie Durée Coût Opérations longues (carottages et sciage), induisant des postes de travail au contact des blocs Durée importante (rendement d environ 3 m 2 de sciage par jour) Consommables et matériel onéreux Opérations à distance Conditionnement des gravats au contact Fonction du ferraillage Manutention Manutention de blocs de plusieurs tonnes Gravats Effluents Effluents liquides Aérosols Poussière Déchets Technicité Gestion par blocs Techniques délicates à maîtriser, nécessitant un savoir-faire important Gravats (foisonnement important) Techniques simples I.5.2- Échéancier envisagé, durée des opérations L'arrêt définitif de production du réacteur a été prononcé le 9 février Les opérations de préparation à la mise à l arrêt définitif, qui se sont effectuées dans le cadre du référentiel d exploitation, se sont déroulées de 2007 à mars La date objectif pour l obtention du décret d autorisation de mise à l arrêt définitif et de démantèlement est fixée à 2012, après une enquête publique prévue en 2012.

56 Le démantèlement débutera dans les plus brefs délais après l'obtention du décret, par une phase d études, éventuellement suivie si nécessaire par l instruction d une mise à jour du référentiel de sûreté de l installation. La durée des opérations de démantèlement devrait être inférieure à 48 mois hors aléas, conduisant à l atteinte de l état final visé et au déclassement du zonage déchets par l Autorité de sûreté nucléaire en Le tableau suivant synthétise les opérations de démantèlement qui seront réalisées, en indiquant les principaux équipements nécessaires à chacune des étapes. Il indique également la durée prévisionnelle de chacune des phases (hors aléas et études), qui conduit à une durée minimale de travaux de l ordre de 24 mois. L'illustration des différentes phases du démantèlement, par des photographies prises notamment lors de la construction du réacteur Ulysse ou du démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg, est réalisée dans le document Plan de démantèlement, pièce 3 de ce même dossier. Lot Phase Actions Équipements Durée prévisionnelle A-0 Aménagements de chantier engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur 1 mois A-1 Démontage des équipements des fosses techniques et de la cheminée engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur confinement amiante outils de découpe 2 mois A Chantiers conventionne ls Environ 8 mois A-2 Déconstruction du cimetière horizontal A-3 Déconstruction de la piscine A-4 Déconstruction des cimetières verticaux engins et équipements de manutention outils de déconstruction (désolidarisation, découpe, démolition) engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur outils de déconstruction (désolidarisation, découpe, démolition) engins et équipements de manutention outils de déconstruction (désolidarisation, découpe, démolition) 1 mois 2 mois 1 mois A-5 Aménagement de la zone d entreposage de déchets de faible activité engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur outils de déconstruction (désolidarisation, découpe, démolition), si création d'une ouverture pour évacuation des déchets face sud 1 mois B-1 Démontage de la cuve Ondine et de l assemblage en blocs amovibles engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur confinements outils de découpe à froid 2 mois B Chantiers nucléaires B-2 Démontage des équipements de la cavité cœur engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur confinements outils de découpe à froid 1 mois Environ 11 mois B-3 Démontage du bouchon roulant et du graphite engins et équipements de manutention confinements outils de découpe à froid 2 mois B-4 Découpe du bloc pile Zone conventionnelle engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur outils de découpe au câble diamanté, ou de déconstruction 4 mois

57 Lot Phase Actions Équipements Durée prévisionnelle Découpe du bloc pile et démolition de la sole Zone nucléaire engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur confinements outils de découpe au câble diamanté, ou de déconstruction outils d'écroutage 2 mois C Assainissem ent final Environ 4 mois C-1 Assainissement final du hall et de la cavité sous-cœur C-2 Repli de chantier C-3 Contrôles finaux engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur confinements outils de rabotage et ponçage engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur engins et équipements de manutention équipements de travail en hauteur 1 mois 1 mois 2 mois 57 La radiation de l installation de la liste des INB aurait alors lieu après instruction du dossier administratif de déclassement. I.5.3- Description des travaux : chantiers conventionnels Ces chantiers, qui se déroulent dans un environnement conventionnel, visent à préparer les chantiers nucléaires et à optimiser leur déroulement. Ils ont pour objectifs : De conforter l état physique et radiologique de l installation, De réduire les risques (contamination, électrique, inondation, manutention), De reconfigurer l installation en vue de faciliter la production et l évacuation des déchets nucléaires. Ils se dérouleront en cinq phases : Phase A-0 : aménagements de chantier. Phase A-1 : démontage des équipements des fosses techniques et de la cheminée. Phase A-2 : déconstruction du cimetière horizontal. Phase A-3 : déconstruction de la piscine. Phase A-4 : déconstruction des cimetières verticaux. Phase A-5 : aménagement de la zone d entreposage de déchets de faible activité. I Phase A-0 : aménagements de chantier Cette phase vise à mettre en place les infrastructures support du chantier, à conforter l état physique et radiologique de l installation, et à la reconfigurer en mode «chantier».

58 Les différentes étapes envisagées dans cette phase sont les suivantes : Clôture du chantier, au sud du bâtiment 395. Aménagement de la «base vie» des entreprises intervenantes (stockage matériel et outillage, vestiaires, douches ). Approvisionnement en matériels et consommables. Installation des zones de transit et de manutention des déchets conventionnels et TFA. Cartographie radiologique initiale de démantèlement. 58 Diagnostics des locaux (amiante, plomb ). Mise en place de protections sur les postes de travail (accès, rambardes, points d ancrage pour harnais ). Purge et vérification de la vacuité de tous les réseaux fluides (liés à l installation, mais aussi aux utilités : chauffage, climatisation ). Installation des alimentations en fluides (électricité, eau) nécessaires au chantier, ainsi que de l éclairage et des dispositifs de mesure, de détection et de contrôle. Mise en place d une ventilation nucléaire (et des émissaires correspondants), devant se substituer à la ventilation d origine de l installation. Tests et qualification de cette ventilation. Retrait des câbles électriques, des chemins de câbles et des tuyauteries inutilisées ; mise à nu du bloc pile (retrait des passages de câble, des rambardes, des filtres d aspiration, de l escalier ). Les objectifs de cette phase sont les suivants : Accueil des entreprises intervenantes dans de bonnes conditions de sécurité et d efficacité (clôture du chantier, base vie). Acquisition par les entreprises de la connaissance de l installation (cartographies, diagnostics). Mise en sécurité de l installation (protection des postes de travail, purge des circuits). Reconfiguration de l installation électrique et de la ventilation. Un accent particulier, issu du retour d expérience d autres chantiers, est mis sur ce dernier point. Installation électrique de chantier Il a été choisi de remplacer l installation électrique d origine par une nouvelle installation de type «chantier». Ce choix est guidé par des raisons de sécurité et d efficacité : L acquisition de connaissances sur une installation électrique aussi ancienne est coûteuse et difficile : il est plus avantageux de recâbler complètement l installation nécessaire au chantier depuis les postes de distribution.

59 Une reprise complète de l installation permet de l adapter parfaitement aux besoins du chantier, notamment en termes de puissance, mais aussi d évolution dans le temps. Ainsi, un local démantelé pourra être totalement vidé de tout réseau électrique, réduisant d autant les risques. L entreprise procédant au démantèlement a une connaissance parfaite de l installation électrique et des divers cheminements. Il est possible de démanteler au plus tôt les anciens chemins de câble en totalité, sans avoir à conserver des câbles qui seraient encore nécessaires. Ventilation nucléaire La mise en place d une nouvelle ventilation nucléaire du hall, y compris les émissaires nécessaires, permet de ne pas dépendre de la ventilation d origine qui pourra être démantelée immédiatement. Cette opération est rendue possible par la taille réduite de l installation (la ventilation d origine a un débit de m 3.h -1, aisément atteignable par des appareils de chantier reliés à une cheminée adaptée). 59 La cheminée d origine du circuit de ventilation d'origine de l'installation, située le long de la façade sud du bâtiment, est en fibrociment, et contient donc de l'amiante sous une forme non friable. Classée en zone à déchets conventionnels, elle sera démontée avant le début du chantier nucléaire, dans le cadre d un chantier amiante. Ces travaux, qui ne présentent pas de difficulté particulière et seront menés par des entreprises agréées, conduiront à la production de Déchets industriels dangereux (DID), classés conventionnels d'un point de vue nucléaire. Cette cheminée d'origine sera remplacée par un nouvel émissaire d une hauteur de 10 m, monté sur la façade ouest du bâtiment, qui respectera les prescriptions règlementaires en vigueur (arrêté du 26 novembre 1999) et sera équipée des dispositifs de mesure adéquats (contrôle βγ des aérosols, surveillance du dégazage tritium uniquement pendant les travaux de démantèlement). Cet emplacement permettra notamment d éviter le survol du groupe de ventilation pendant les manutentions de charges. Transit et entreposage de déchets Aucun déchet n est stocké ni entreposé pour de longues durées sur l installation, et les déchets produits seront évacués aussi rapidement que possible vers les exutoires adéquats. Cependant, il est nécessaire de disposer à proximité des zones de travail d aires de transit et de manutention qui accueilleront les bennes et caissons en cours de remplissage et permettront le chargement des engins de transport. La zone de transit des déchets conventionnels (bennes de 15 ou 30 m 3 ) sera disposée au sud du bâtiment 395, dans une zone de chantier clôturée. À l ouest, un espace balisé sera réservé pour la circulation des engins de chantier devant les accès au hall.

60 Avant leur transfert vers les entreposages existants sur le Centre de Saclay, les déchets de très faible activité (sous forme de pièces massives, ou conditionnés en big-bags, caisses ou fûts) en attente de transport seront conservés dans le périmètre de l installation (zones dédiées dans le hall réacteur, aménagement des locaux situés dans la partie nord de l installation, aire d entreposage des déchets FA). I Phase A-1 : démontage des équipements des fosses techniques et de la cheminée 60 Le but de cette phase est de démonter et d évacuer l intégralité des équipements contenus dans les fosses techniques, puis de les isoler du reste du hall afin de ne pas risquer de les contaminer pendant les travaux du chantier nucléaire. Description Comme précisé dans le chapitre consacré à la description de l installation, les fosses techniques sont aménagées à l extérieur du bâtiment, le long de la façade sud. On peut y accéder : Via un escalier mettant en relation la fosse centrale et le hall du réacteur. Par des trappes dans les couvertures métalliques d étanchéité, donnant accès à des échelles. La fosse Ouest est reliée à la partie inférieure du réacteur par une galerie technique (85 cm de large, hauteur entre 1,90 et 2,10 m), dans laquelle circulent le circuit primaire et la ventilation. De la fosse Est part également le circuit d épuration de la piscine. La profondeur de ces fosses varie de 1,80 à 3,50 m de profondeur. Elles contiennent : Les circuits d eau (primaire et secondaire). Le circuit de ventilation. Le circuit de ventilation débouche dans une cheminée (double conduit en fibrociment), sur la façade sud, ne dépassant pas du toit du bâtiment. Enfin, la cuve à effluents est située sur la façade ouest du bâtiment 395. Il s agit d une fosse en béton de 3 mètres sur 90 centimètres et d une profondeur de 1,5 m, contenant un double cuvelage en matière synthétique. État initial Les circuits d eau ont été vidangés et les circuits des résines échangeuses d ion retirés lors des opérations de préparation à la mise à l arrêt définitif. La ventilation utilisée en phase de fonctionnement est arrêtée, et remplacée par la nouvelle ventilation, spécifique aux opérations de démantèlement, mise en place dans la phase A-0. Le zonage déchets de démantèlement classe ces locaux en zone à déchets conventionnels, y compris les circuits d eau et d air. À noter cependant les points à risque suivants : Le filtre THE, classé par précaution en déchet nucléaire.

61 La partie noyée dans le béton des gaines de ventilation d aspiration sous le cœur, potentiellement activées. Ces gaines seront retirées lors de la démolition de la sole (phase B-4). Retrait du filtre THE Le retrait des filtres à très haute efficacité est une opération d exploitation classique. Elle sera réalisée en appliquant la procédure en vigueur. Le caisson filtre, considéré comme point à risque dans le zonage déchets et classé par précaution en déchet nucléaire, sera retiré de ce fait en conditions nucléaires, à l aide d une manipulation étanche pour éviter tout risque de contamination de la fosse. Filtres et caisson seront conditionnés en déchets nucléaires. 61 Démontage de la cheminée La cheminée étant constituée de boisseaux en amiante-ciment, son démontage devra respecter la règlementation en vigueur pour les travaux en présence d amiante (notamment la rédaction d un plan de retrait), ainsi que la recommandation R378 du Comité technique national des industries du Bâtiment et des travaux publics. Les points suivants seront respectés : Balisage de la zone d intervention. Mise en place de moyens d intervention en hauteur (prévention du risque de chute de personne : nacelle, élévateur à personnel, échafaudage ). Utilisation d équipements de protection individuels adaptés (vêtements jetables, appareils de protection respiratoire ). Utilisation d outils à vitesse lente raccordés à des dispositifs d aspiration de poussière, travail au mouillé par pulvérisation pendant les découpes. Les déchets générés seront conditionnés, transportés et évacués vers les filières adaptées, suivant la règlementation en vigueur. Intervention sur les fosses La procédure d intervention sur les fosses sera la suivante : Mise en place des moyens de manutention adaptés (potence ). Protection de la zone de travail (tente ). Retrait et évacuation des couvertures métalliques. Sécurisation des postes de travail (moyens d accès, éclairage ). La dépose des équipements sera faite par démontage ou découpe, en utilisant un outillage électroportatif ne générant pas de points chauds (grignoteuse, scie sabre, scie à ruban ). Les pièces retirées seront évacuées par le toit des fosses.

62 Les déchets métalliques générés (environ cinq tonnes) seront conditionnés dans des bennes placées dans la zone d entreposage des déchets conventionnels, puis évacués. Repli de chantier Dans la phase de repli de chantier, une attention particulière sera apportée à la protection des fosses vis-à-vis des risques de recontamination par les travaux qui se dérouleront dans le hall. Ainsi : L escalier et la porte de communication avec le hall seront condamnés. 62 Après contrôle radiologique, les parois de la galerie technique seront protégées par un revêtement décontaminable. La galerie sera obturée par une fermeture étanche, garantissant l étanchéité du hall et intégrant un point bas de récupération des eaux de ruissellement (le puisard de la fosse centrale sera également conservé comme point de récupération des eaux d infiltration des fosses). Les fosses seront ensuite obturées par un dispositif étanche (plaques métalliques, bâches ). I Phase A-2 : déconstruction du cimetière horizontal Description Le cimetière horizontal est adossé aux murs Sud et Ouest du hall. Il s agit d un bloc de béton de 3,60 m par 1,80, et de 1,80 m de hauteur, percé de 24 canaux horizontaux, dont 23 constitués par des chaussettes en acier à plastrons noyées dans le béton. Il était utilisé pour entreposer les accessoires des canaux horizontaux du réacteur, ainsi que des dispositifs et échantillons activés par irradiation neutronique dans les canaux du réacteur. État initial En exploitation, ce cimetière était utilisé pour entreposer des éléments activés, et était donc classé en zone contaminante. Vidé et contrôlé pendant les opérations de préparation à la mise à l arrêt définitif, le zonage déchets de démantèlement le classe en zone à déchets conventionnels. Ce caractère conventionnel aura été vérifié pendant la phase d aménagement de chantier. Déconstruction La déconstruction de massif béton de ce type fait appel à des techniques éprouvées en génie civil : Désolidarisation (éclateur hydraulique, ciment expansif ). Découpe (sciage diamant : au câble, circulaire, alternatif ). Démolition (brise-roche hydraulique, pince à béton, avec utilisation éventuelle de porteur mécanique).

63 Le choix de la technique sera laissé à l initiative de l industriel qui conduira les travaux, en prenant en compte les critères suivants : Durée des opérations. Respect de l intégrité du génie civil. Facilités de manutention. Limitation de la production d effluents et d aérosols (aspiration à la source). Limitation des nuisances (bruit, vibrations, poussières). Si un porteur à moteur thermique (de type «minipelle») est utilisé, une attention particulière sera apportée à l évacuation des gaz d échappement. 63 Les gravats et déchets métalliques seront évacués par la porte camion du hall (située sur la façade ouest), et entreposés en bennes sur l aire Sud avant transport et évacuation vers les exutoires appropriés. Repli de chantier En fin de chantier, le bloc de béton constituant le cimetière horizontal sera totalement évacué, et les murs et la dalle d appui seront ragréés. Cette zone pourra alors être utilisée pour faciliter les futures manutentions et évacuations par la porte camion. I Phase A-3 : déconstruction de la piscine L objectif de cette phase est d augmenter la surface exploitable dans le hall, notamment pour aménager une zone de stockage de déchets FA-VC et faciliter l évacuation des futurs déchets nucléaires. Description La piscine d entreposage est un massif de béton, situé à l angle sud-est du hall, permettant l entreposage sous eau ou à sec de différents équipements : Le bouchon tournant. Le réflecteur central (avec une protection à l aide d un couvercle en fonte). Les perches et ringards, dans des buses verticales. Ce massif en béton dépasse du sol de 80 cm, et s enfonce de plus de 4 m dans le sol. La piscine est un parallélépipède en béton de 3,40 m sur 2,40, et d environ 4 m sous le niveau du sol. Elle contient une cuve en tôle d acier de 5 mm d épaisseur, qui recevait l eau.

64 État initial La piscine a été vidée avant le démantèlement, et les équipements qu elle contenait ont été retirés (faux parquet et paniers à éléments combustibles). De même, les cavités d'entreposage des équipements ont été vidées. La piscine était classée en zone à déchets conventionnels pendant la phase de fonctionnement. Elle conservera ce classement, et les déchets produits seront donc des déchets conventionnels. Préparation des zones de travail 64 La première étape des travaux consistera à préparer la zone de travail : Mise à nu du massif en béton (découpe et évacuation de la passerelle, de la dalle amovible, des portes, du bouchon en fonte, des rambardes, des équipements métalliques ). Sécurisation des postes de travail. Installation de moyens de manutention (potence ). Mise en place d un échafaudage de travail dans la cuve. Le pont roulant sera utilisé pour manutentionner ces objets entre la piscine et la porte du hall. Découpe de la cuve La cuve sera découpée de haut en bas, depuis un échafaudage installé à l intérieur de la piscine, en éléments aisément manipulables. Cette découpe sera faite en privilégiant des instruments électroportatifs de découpe à froid (grignoteuse). L utilisation d outillage induisant des points chauds (disqueuse, torche à plasma ), éventuellement plus performants, pourra être envisagée en prenant en compte les risques spécifiques induits, et notamment les risques d incendie et d anoxie. Démolition de la dalle de rehausse La partie en béton dépassant du sol (soit sur environ 80 cm) sera démolie par des moyens similaires à ceux utilisés pour le cimetière horizontal : Désolidarisation (éclateur hydraulique, ciment expansif ) Découpe (sciage diamant : au câble, circulaire, alternatif ) Démolition (brise-roche hydraulique, pince à béton, avec utilisation éventuelle de porteur mécanique). Les gravats de béton seront conditionnés en big-bags et évacués à l aide du pont roulant vers la porte du hall.

65 Repli de chantier Après ragréage des zones mises à nu par la découpe, des platelages métalliques seront utilisés pour obstruer les différentes cavités (piscine, buses, cavité de stockage du réflecteur interne). I Phase A-4 : déconstruction des cimetières verticaux Le cimetière vertical Nord, situé immédiatement au nord du bloc piscine, est une fosse de 1,70 m par 85 cm et de 1,92 m de profondeur, qui dépasse du sol de 22 cm. Il est fermé par une dalle de couverture en fonte de 15 cm d épaisseur, percée d'orifices à épaulements équipés selon l'encombrement et l'activité des pièces qui y étaient stockées. Le cimetière Sud est constitué de six puits verticaux de 1,20 m de profondeur et de 20 cm de côté, recouverts d une plaque métallique. 65 Comme le cimetière horizontal, les cimetières verticaux ont été vidés et contrôlés pendant les opérations de préparation à la mise à l arrêt définitif, et classés en zone à déchets conventionnels. Pour le cimetière Nord, après retrait et évacuation de la dalle de couverture en fonte, la margelle en béton sera démolie (marteau-piqueur, brise-roche hydraulique ). Les deux cimetières seront alors recouverts de plaques de répartition. I Phase A-5 : aménagement de l aire d entreposage des déchets de faible activité L inventaire prévisionnel des déchets de faible activité est d environ 40 tonnes, dont environ 37 tonnes de béton. Afin d optimiser le remplissage des caissons de 5 ou 10 m 3 utilisés pour conditionner ces déchets et pour faciliter la planification de leur évacuation, il est nécessaire de disposer d un espace d entreposage temporaire des caissons en cours de remplissage. Cet entreposage temporaire doit respecter les contraintes suivantes : Sur le plan radiologique, le débit de dose doit être inférieur à 0,1 µgy.h -1 au contact des parois du hall, et le hall, zone de travail principale, devra rester en zone contrôlée (débit de dose efficace inférieur à 25 µsv.h -1 ). Les manutentions et évacuations des déchets, et notamment des blocs de béton, doivent être limitées au minimum au dessus des zones de circulation du personnel et des confinements. Le sol doit pouvoir supporter la masse des caissons (8 tonnes au maximum pour un caisson de 5 m 3 ), éventuellement gerbés sur deux niveaux. La solution retenue est d aménager l angle sud-est du hall, libéré par la démolition de la piscine et du cimetière vertical. Ces aménagements sont les suivants : Mise en place et épreuve de platelages au dessus des cavités (piscine, cimetière). Mise en place de protections biologiques autour de la zone.

66 Éventuellement, aménagement d une évacuation des colis au travers de la paroi Sud du hall. Les protections biologiques consisteront en un mur de béton, réutilisant par exemple les blocs amovibles de béton conventionnel formant la partie est du bloc pile. Si besoin, la protection apportée par ce mur pourra être complétée par des panneaux de plomb. Le choix d installer une évacuation de déchets au travers du mur Sud du hall sera laissé à l initiative de l industriel qui réalisera les travaux. Cette option, qui permet d éviter des manutentions de charges lourdes entre l est et l ouest du hall, nécessite les travaux suivants : 66 Suppression et élargissement de la fenêtre du hall la plus à l est. Création d une dalle au niveau du sol, passant, à l extérieur du bâtiment, au-dessus de la fosse Est. Fermeture de l ouverture ainsi créée par un rideau roulant assurant l étanchéité. La Figure 50 montre le plan des locaux après aménagement de l aire d entreposage des déchets de faible activité, et l option d évacuation des déchets par le sud. I.5.4- Description des travaux : chantiers nucléaires Après la phase de travaux conventionnels qui ont permis de reconfigurer l installation, les travaux en environnement nucléaire débuteront. Ces travaux se dérouleront en totalité autour du bloc pile, et visent à retirer les déchets nucléaires créés par activation des matériaux entourant le cœur. Comme pour le Réacteur universitaire de Strasbourg, la progression se fera de l extérieur vers l intérieur du bloc : tout d abord en retirant toutes les parties démontables du réacteur (protections biologiques, équipements internes, graphite), puis en déconstruisant le massif en béton proprement dit (partie conventionnelle, puis nucléaire), et enfin en retirant la sole sur laquelle s appuie le massif. Le retrait des parties démontables induisant la suppression de barrières de confinement, ces dernières seront remplacées selon l avancement des travaux par des confinements adaptés au risque (confinements souples ou rigides, statiques ou dynamiques avec dépression associée). Les travaux se dérouleront en quatre phases : Phase B-1 : démontage de la cuve Ondine et de l assemblage en blocs amovibles Phase B-2 : démontage des équipements de la cavité cœur Phase B-3 : démontage du bouchon roulant et du graphite Phase B-4 : découpe du bloc pile et démolition de la sole

67 I Phase B-1 : démontage de la cuve Ondine et de l assemblage en blocs amovibles L objectif de cette phase est de retirer et découper la cuve d expérimentation Ondine, puis de désassembler la partie du bloc pile constituée de blocs de béton amovibles. Description Ondine est une cuve en aluminium d'un volume utile d environ 7,7 m 3, contenant de l'eau déminéralisée. Doublée d une paroi de plomb de 20 cm (environ 10 tonnes), percée de deux hublots en verre au plomb, elle assurait la protection biologique de la face est du réacteur. Un rideau en lamelles de cadmium d environ 25 kg, actuellement enroulé, assurait une protection biologique entre la colonne thermique et la cuve. 67 La cuve repose sur un charriot en poutrelles d'acier muni de roues : charriot et cuve peuvent ainsi être avancés ou reculés, notamment pour réaliser des opérations de maintenance. Ces opérations étaient classiques durant le fonctionnement du réacteur. La cuve a été extraite en totalité pour la dernière fois en 1995, mais est reculée d'environ un mètre, a minima annuellement, pour des opérations de maintenance (appoint d'eau notamment) avant d'être remise en place. Le volume d'eau déminéralisée de la cuve était relié à un circuit d'épuration constitué de filtres, d'une pompe de circulation et de résines échangeuses d'ions. Ce circuit d épuration est distinct de celui de la piscine, et propre à Ondine. Il est démonté et évacué pendant les opérations de préparation à la mise à l'arrêt définitif. État initial La cuve Ondine est, dans le zonage déchets de démantèlement, classée en zone non contaminante (déchets conventionnels), à l exception de sa face ouest, la plus proche du cœur, qui est activée sur quelques centimètres. Les résines d épuration ont été retirées pendant les opérations préparatoires à la mise à l arrêt définitif. Les blocs de béton amovibles entourant la cuve, protégés par les structures en béton lourd du massif, sont tous dans une zone à déchets conventionnels. Confinement Les opérations de retrait et de découpe de la cuve Ondine pouvant entraîner la remise en suspension de particules radioactives, un confinement sera mis en place. Il s appuiera sur la face est du massif, recouvrant la paroi de plomb, et permettra de reculer la cuve. Un confinement sur la face ouest du bloc pile sera nécessaire dans la phase B-3 (démontage du bouchon roulant et du graphite). Mis en place dès cette phase, il sera utilisé pour les découpes de la partie nucléaire de la cuve.

68 Déconstruction du mur de plomb Le mur de plomb est composé d environ un millier de briquettes encastrées les unes dans les autres, sur deux couches. Classé en zone à déchets conventionnels, ce mur sera démonté manuellement et les briques transférées en palettes sur le centre de Saclay, pour réutilisation dans le domaine nucléaire (protection biologique). Retrait et découpe de la cuve Ondine 68 La cuve Ondine sera reculée dans le confinement et découpée à froid sur place. La partie la plus proche du cœur du réacteur sera isolée en prenant une marge forfaitaire, découpée et conditionnée en déchets TFA dans le confinement de découpe (face ouest). La cuve évacuée, l intérieur de la cavité sera vidé de ses différents équipements, et notamment le charriot qui sera découpé et évacué comme déchets conventionnels. Le rideau de cadmium, composé de 54 lamelles de 1,10 m sur 3 cm, est retiré, mis au gabarit et évacué comme déchet nucléaire, ainsi que la porte en aluminium protégeant la colonne thermique Est. Enfin, une plaque d étanchéité, remplaçant cette porte, est mise en place pour fermer la cavité cœur. Le confinement, incluant la cavité qui accueillait Ondine, est alors déclassé et démonté. Désassemblage des blocs amovibles Après retrait de l ensemble des bouchons et chaussettes des deux canaux verticaux pris dans l empilage, les blocs béton amovibles seront manutentionnés à l aide du pont roulant, éventuellement après rénovation des ancrages. Dans la mesure du possible, ils seront utilisés pour construire la protection biologique de l aire d entreposage des déchets de faible activité. Ceux qui ne pourront être exploités ainsi pourront être évacués vers le Centre de Saclay pour réutilisation comme protection biologique dans d autres installations. I Phase B-2 : démontage des équipements de la cavité cœur Cette phase a pour but de retirer du cœur du réacteur l intégralité des protections biologiques, ainsi que la cuve du réacteur, donnant ainsi accès au graphite des réflecteurs et colonnes thermiques. Au vu des très faibles niveaux d irradiation attendus, le retrait de ces protections biologiques, nécessaires pendant le fonctionnement du réacteur, ne pose pas de problèmes pendant le démantèlement. La prévention des risques de contamination sera assurée par des confinements, statiques ou dynamiques.

69 Description Le dessus de la cuve du réacteur est obturé par un bouchon tournant qui permettait d'effectuer le chargement et le déchargement du combustible. Ce bouchon tournant repose sur trois dalles (inférieure, intermédiaire et supérieure) constituées d un caisson en acier rempli de béton lourd (boré pour la dalle inférieure). La partie inférieure du bouchon tournant, qui plonge dans la cuve, est en aluminium rempli de béton lourd boré, et la partie supérieure en acier et béton lourd. Une dalle en graphite boré sépare l empilement de graphite de la dalle inférieure et au dessus la protection biologique du bouchon tournant est assurée par une dalle supplémentaire en béton lourd de 700 mm d épaisseur, elle-même recouverte d une dalle en acier de 80 mm. État initial 69 Les dalles de protection biologique du bouchon tournant sont, d après le zonage déchets de démantèlement, classées en zone à déchets conventionnels. À partir du bouchon tournant, tous les équipements seront considérés comme des déchets nucléaires de faible ou très faible activité. Des cartographies radiologiques ont mesurées des débits d équivalent de dose faibles à négligeables, de l ordre de 3 à 20 µsv.h -1 au contact des diverses parties du cœur, et de 40 à 50 nanosieverts par heure sur le toit du réacteur. Confinement Le retrait du bouchon tournant et de la cuve impliquant la suppression de barrières de confinement, ces barrières seront recrées en implantant un confinement sur le toit du bloc réacteur. Rappelons que la galerie sous cœur qui sera en communication avec la cavité cœur après retrait de la cuve a été recouverte d une peinture décontaminable et étanchée dans la phase A-1. Ce confinement du toit pile sera réutilisé dans la phase B-3 (démontage du graphite de la cavité cœur) : des moyens de manutention légers (de type potence) seront donc installés dès à présent. Enfin, un confinement supplémentaire a déjà été monté sur la face ouest du bloc réacteur (découpe de la partie nucléaire de la cuve Ondine). Ce confinement, qui sera utilisé pour retirer le bouchon roulant et le graphite durant la phase B-3, sera ici utilisé comme local de découpe pour la cuve. Retrait des dalles et du bouchon tournant Le retrait des dalles et du bouchon tournant est une opération classique, effectuée en exploitation lors des opérations de maintenance du réacteur. Ces éléments amovibles seront manutentionnés à l aide du pont roulant. Les dalles considérées comme des déchets nucléaires de très faible activité seront conditionnées sous vinyle et entreposées dans le hall avant leur expédition comme pièces massives vers le centre de stockage de l Andra. Les parties en béton boré, potentiellement plus activées, pourront être de niveau FA-VC. Elles seront alors placées en caisson de 5 ou 10 m 3, éventuellement après mise au gabarit.

70 Si des découpes sont nécessaires (par exemple pour séparer les parties haute et basse du bouchon tournant), elles auront lieu dans le confinement en place sur la face ouest. Extraction et découpe de la cuve L extraction de la cuve en aluminium du réacteur, d une hauteur d environ 2 mètres et d une masse de 350 kg, nécessite le démontage du mécanisme de rotation du bouchon tournant, les tuyauteries du circuit primaire (arrivée d eau et surverse) ayant déjà été découpées depuis la galerie sous cœur. 70 La cuve sera manutentionnée à l aide du pont roulant, protégée sous vinyle, et déposée dans le confinement Ouest pour découpe à l aide d outils électroportatifs. Les déchets seront conditionnés et évacués dans les filières appropriées. I Phase B-3 : démontage du bouchon roulant et du graphite Cette phase doit permettre de retirer l intégralité du graphite contenu dans la cavité cœur (colonnes thermiques et réflecteurs) : le bloc pile sera alors réduit à sa structure en béton, qui sera découpée dans la phase B-4. Ce graphite est accessible : Par l est, après démontage de la protection biologique de la face est (phase B-1). Par le haut, après retrait des dalles de protection (phase B-2). Par l ouest, après retrait du bouchon roulant. Description Le bouchon roulant assurait la protection côté ouest à la sortie de la colonne thermique, tout en permettant de constituer sous le tunnel une cavité pour effectuer des expérimentations. Ce bouchon est constitué d une ossature métallique composée de six éléments démontables, roulant sur deux rails scellés dans le sol. Ces six éléments sont remplis de béton lourd (lourd boré pour celui le plus proche du cœur) et sont percés de cinq canaux neutroniques correspondant à ceux de la colonne thermique. L ensemble, qui pèse près de 20 tonnes, peut être extrait du bloc réacteur à l aide d un vérin hydraulique. Après retrait du bouchon roulant, il est possible d accéder à la colonne thermique Ouest. Cette colonne thermique est un parallélépipède de graphite de 150 cm de côté et de 138 cm de profondeur, composé d une centaine de briques usinées et assemblées très précisément, et pesant environ 5,5 tonnes. Elle est séparée de la cavité cœur par une porte en aluminium, boulonnée sur le massif. La colonne Est, de plus faible épaisseur (27 cm), est composée de huit blocs, pour une masse d environ une tonne. Elle était séparée de la cuve Ondine par une porte en aluminium, désormais remplacée par une plaque assurant le confinement, mise en place dans la phase B-1.

71 Enfin, la cuve était entourée d un massif de graphite composé d un réflecteur interne, des passages des plaques de contrôle, et d une ceinture externe, le tout recouvert d une dalle en graphite boré, pour une masse totale d environ 6,5 tonnes. Ce massif reposait sur une dalle d assise en fonte, en quatre parties. État initial Le retrait du bouchon roulant est une opération d exploitation habituelle. En 2005, à l occasion d opérations de maintenance, des prélèvements de graphite de la colonne Ouest et de béton ont été effectués et ont montré des activités massiques extrêmement faibles, inférieures à la limite de détection des appareils de mesure utilisés. Confinements 71 Les confinements montés dans les phases précédentes sont conservés, et permettront d accéder à l ouest et au dessus du bloc pile. Le bouchon roulant sera retiré à l intérieur du confinement Ouest. En fonction des conditions rencontrées, la colonne thermique Est sera démontée de l intérieur de la cavité cœur, ou par la face Est. Dans ce cas, un confinement spécifique serait ajouté. Une contamination labile pouvant être suspectée, les opérateurs porteront une tenue de base avec masque. Démontage du bouchon roulant Le bouchon roulant est retiré à l intérieur du confinement Ouest en utilisant les procédures d exploitation. Il est ensuite désassemblé : le bloc interne est conditionné comme déchet nucléaire de très faible activité, les autres comme des déchets conventionnels. Démontage des colonnes thermiques Est et Ouest et du réflecteur Après retrait des bouchons, chaussettes et boisseaux des canaux neutroniques, les colonnes thermiques sont démontées manuellement, en utilisant des moyens de manutention adaptés (table élévatrice, potence, palonnier à ventouses ). La porte en aluminium est retirée et découpée sur place. Le démontage du réflecteur sera effectué de la même façon, l accès étant possible par le toit pile ou par les arches Est et Ouest. Le graphite et les métaux retirés sont mis au gabarit et conditionnés en caisses de déchets TFA. La dalle d assise en fonte est en quatre parties et d une masse totale d environ 3 tonnes. Il s agit de l élément métallique potentiellement le plus irradiant du réacteur, et il sera évacué comme déchet FA- VC après démontage.

72 Repli de chantier Ces opérations, en clôturant les démontages, terminent une phase importante du chantier qui utilisera désormais des techniques de génie civil (déconstruction et démolition du bloc pile). Le repli de chantier est donc important, et comprend notamment : L obturation des divers orifices (tunnels, canaux ). Le nettoyage, le déclassement et le démontage des confinements. 72 Le repli des appareils de manutention spécifiques. L évacuation vers le Centre de Saclay et l Andra des déchets nucléaires de faible et très faible activité. I Phase B-4 : découpe du bloc pile et démolition de la sole À cette phase du chantier, il ne reste plus du réacteur que le massif en béton, qui constituait la protection biologique autour du cœur. L objectif de cette phase est de déconstruire ce massif, en respectant la frontière entre matériaux conventionnels (à l extérieur) et bétons activés. Il est à noter que les déchets conventionnels issus des opérations d assainissement complet, et notamment les blocs découpés dans la partie conventionnelle du massif réacteur, seront entreposés en garantissant la traçabilité nécessaire afin de laisser à l Autorité de sûreté nucléaire la possibilité de procéder à une inspection avec prélèvements et mesures. Les modalités de gestion de ces déchets seront détaillées dans le dossier de méthodologie d'assainissement et de déclassement transmis à l Autorité de sûreté nucléaire dans les délais précisés dans le décret autorisant les opérations de démantèlement, ou au plus tard six mois avant le début des travaux d assainissement final. La solution de référence retenue pour la déconstruction du massif béton est la découpe au câble diamanté, sous eau ou à sec. La découpe au câble diamanté de béton est une technique bien connue en travaux publics et utilisée avec succès sur de nombreux projets de démantèlement d installations nucléaires, en France (réacteurs RUS, Triton, Siloette, Mélusine, EL4 ) ou à l étranger (Fort Saint Vrain aux États-Unis, réacteur piscine Astra de Seibersdorf en Autriche ). Cette technologie présente les avantages suivants : Rendement élevé (de 1 à 3 m 2 découpés par jour). Précision de la découpe. État de surface des zones découpées. Possibilité de découper avec le même outil du béton et des inserts métalliques (ferraillage, cornières ). Nuisances (bruit, vibrations) faibles comparées à d autres techniques de démolition. À noter des inconvénients à prendre en compte : Nécessité de réaliser des carottages préalables pour mettre le câble en place.

73 Technicité de mise en œuvre, nécessitant des équipes très bien formées. Généralement, le câble utilisé est refroidi à l eau, ce qui implique l utilisation et la gestion d effluents liquides, ainsi que la nécessité d étancher au préalable le massif de béton (injection des fissures). Afin de limiter leur quantité, les effluents sont décantés, filtrés et recyclés. Le sciage à sec est une technique encore récente dans le domaine nucléaire et peu utilisée en France, plus coûteuse, mais qui évite toute gestion d effluents liquides (remplacés par une maîtrise des poussières et aérosols). Par ailleurs, une approche alternative, basée sur des techniques de démolition éprouvées en génie civil, peut également être utilisée. Elle est également décrite. État initial 73 Tous les équipements contenus dans le bloc réacteur ont été retirés dans les phases précédentes, les orifices étanchés et les confinements démontés. Le massif est alors mis à nu (garde-corps, dalles, platelages ), et les éventuelles fissures injectées pour rétablir l étanchéité (mortier ou résines). Une cartographie radiologique détaillée de l intérieur du bloc aura été faite. Scénario de référence : découpe au câble diamanté Le scénario de référence pour la déconstruction du bloc réacteur est une découpe au câble diamanté, déjà utilisée lors du chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg. Dans cette approche, le bloc réacteur serait découpé de l extérieur vers l intérieur : béton conventionnel, puis béton activé, de catégorie TFA et enfin FA-VC. Les calculs d activation ont permis de définir une frontière théorique enveloppe entre les zones conventionnelles et nucléaires. Un plan de calepinage sera défini, respectant cette limite en intégrant une marge forfaitaire et une marge technique, et limitant au plus possible le nombre et la complexité des découpes. En première approximation, on peut estimer le nombre de blocs à environ : 80 blocs conventionnels (soit 165 tonnes). 40 blocs TFA (75 tonnes). 25 blocs potentiellement FA-VC (50 tonnes). Selon ces hypothèses, la surface à découper serait d environ 150 m² pour les découpes conventionnelles, et 100 m² pour les découpes en conditions nucléaires.

74 Confinement manutention La partie extérieure du bloc, classée en déchets conventionnels, sera découpée sans confinement. Une rétention sera créée au niveau du sol pour recueillir les effluents de sciage. Par contre, la découpe des parties nucléaires, susceptible de remettre en suspension des particules radioactives et pouvant nécessiter l utilisation d eau, nécessitera l installation d un confinement ventilé tout autour du bloc pile. 74 Une attention particulière sera portée à la manutention, qui portera sur 100 à 150 blocs de 1 à 6 tonnes de béton. En effet, le pont roulant du hall ne permet pas d accéder à la totalité du bloc pile, et son utilisation pendant le chantier nucléaire nécessiterait des ouvertures fréquentes du confinement. Une proposition de solution serait l utilisation d un portique sur rail, survolant au plus prêt le toit du bloc pile, et permettant d évacuer les blocs vers un sas situé à l est du confinement. Le pont roulant du hall serait alors utilisé uniquement pour déplacer les blocs entre ce sas et la zone de stockage de l angle sud-est. Les blocs seront munis de dispositifs de manutention adaptés (système de levage de type «Artéon», platines ). Enfin, si des effluents liquides sont utilisés, un confinement spécifique abritera les systèmes de recyclage, décantation et filtration. Découpe des zones conventionnelles La découpe des zones conventionnelles se fera sans confinement, mais après mise en place d une rétention pouvant recueillir les effluents de sciage. Le portique de manutention sera mis en place et utilisé pour évacuer les blocs conventionnels découpés. Découpe des zones nucléaires La découpe des zones nucléaires commencera après montage des confinements et éventuellement mise en place du système de recyclage des effluents liquides. Dans la mesure du possible, la commande des machines de sciage se fera depuis l extérieur du confinement. La manutention des blocs sera assurée à l aide d un portique, permettant de transporter les blocs vers le sas d évacuation, où ils pourront être nettoyés et séchés. Après mesures et contrôles, les blocs seront évacués dans les filières TFA ou FA-VC : en pièces massives pour les déchets TFA, en caisson de 5 m 3 pour les blocs FA-VC. Avec les hypothèses précédentes, la fréquence d évacuation serait de 5 à 10 blocs par semaine pendant huit semaines. Si une découpe sous eau est utilisée, un système de récupération et de recyclage des effluents de sciage depuis la rétention sera mis en place.

75 Le sciage béton au câble diamanté sous eau implique l utilisation d effluents pour refroidir le câble et entraîner les poussières générées. Ces effluents sont alors récupérés dans une rétention au sol du confinement, pompés vers un bac de décantation avant réutilisation du surnageant. L utilisation d un «filtre-presse» permet d augmenter très fortement la siccité des boues de décantation, et ainsi de les évacuer, après séchage, dans des filières Andra classiques. Le béton activé ainsi découpé ayant une forte proportion de son activité due au tritium (environ 65 % pour le béton lourd), il est possible qu une partie de ce tritium, contenu dans les poussières de béton, migre dans les effluents de sciage. Pour évaluer cette activité tritium dans les effluents de sciage, nous prendrons les hypothèses enveloppe suivantes : 75 Surface de découpe TFA : 79 m 2. Surface de découpe FA-VC : 16 m 2. Épaisseur du trait de sciage : 2 cm (valeur majorante, englobant les carottages nécessaires à la mise en place du câble de découpe). Densité du béton lourd ou lourd boré : 3,5. Masse de béton réduit en poussière par le sciage : kg TFA et kg FA-VC. Activité moyenne du béton TFA : 100 Bq.g -1. Activité moyenne du béton FA-VC : Bq.g -1. Pourcentage tritium dans le spectre radiologique : 65%. Taux de migration du tritium dans l eau : 100%. Activités massiques totales en tritium : environ 0,4 GBq (TFA), et 2,2 GBq (FA-VC). L activité tritium présente dans les effluents de sciage serait donc de l ordre de 2,6 GBq. Si on estime à 10 m 3 le volume d eau utilisé, cette activité serait de 0,26 MBq.l -1. Ces effluents seront pris en charge par la Station de traitement des effluents du Centre de Saclay ou toute autre installation équivalente autorisée. Scénario alternatif : démolition Une solution alternative, basée sur la démolition du bloc béton à l aide de moyens lourds de génie civil (brise-roche hydraulique, pince à béton) est également possible. Cette solution pourrait présenter l avantage de la simplicité et de la rapidité, au détriment de l optimisation des déchets (la technique étant moins précise que le sciage au câble, des marges techniques plus importantes sont nécessaires) et du foisonnement des colis (des gravats pour une masse identique représentent plus de volume que des blocs unitaires). Par contre, la manutention serait facilitée (gravats au lieu de blocs de plusieurs tonnes), et la gestion des effluents liquides remplacée par une maîtrise de l empoussièrement.

76 Enfin, la dosimétrie pourrait être optimisée (utilisation de porteur piloté à distance de type Brokk 400) et la discrimination des déchets entre TFA et FA-VC affinée par des mesures systématiques sur les gravats générés. Découpe et excavation de la dalle Le calcul d activation montre que la sole supportant le réacteur et les gaines de ventilation qu elle contient sont potentiellement activées sur une profondeur d environ 50 cm à la verticale du cœur. Pour retirer ce volume, estimé à environ 5 m 3, deux techniques pourront être utilisées : 76 découpe au câble de la dalle surplombant la cavité sous-cœur, puis écroutage au brise-roche hydraulique (BRH) de la partie de la dalle au dessus du radier. Les blocs de béton découpés sont évacués comme précédemment, et les gravats issus de l écroutage sont conditionnés en big-bags. Il est à noter que des gravats pourront tomber dans la cavité sous cœur, qui aura été protégée des risques de contamination. D après les calculs d activation, cet écroutage sera fait sur une profondeur d environ 40 cm, et ne s étendra donc pas jusqu au radier. Ces deux techniques (découpe et écroutage par un BRH sur porteur télécommandé Brokk) ont été utilisées sur le chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg. Repli de chantier Les découpes du bloc réacteur et de la sole achevées, les équipements utilisés (manutention, outils de découpe, dispositif de recyclage des effluents) sont démontés et évacués après contrôle radiologique pour réutilisation sur d autres chantiers, ou mise aux déchets. I.5.5- Description des travaux : assainissement final L assainissement final (ou assainissement complet) des structures constitutives des zones à déchets nucléaires de l installation consiste en des opérations mettant en jeu une agression de ces structures afin d éliminer les parties considérées comme déchets nucléaires, y compris dans leur épaisseur, dans le but de déclasser définitivement les zones à déchets nucléaires en zones à déchets conventionnels. La méthodologie à utiliser est décrite dans une note de doctrine de l Autorité de sûreté nucléaire, et est basée sur le respect de trois lignes de défense indépendantes et successives permettant de garantir un niveau de confiance élevé quant à la discrimination entre les déchets nucléaires et les conventionnels. La première ligne de défense consiste à établir un zonage déchets sur la base d une étude approfondie de l installation, de sa conception, de son mode de fonctionnement, de son historique, des modifications apportées (rénovation, peinture, modification d accès ), et d un examen visuel minutieux (fissures, revêtement refait, état des réseaux ). La deuxième ligne de défense consiste à confirmer le caractère conventionnel des surfaces assainies à l aide d une campagne de mesures appropriées (contrôles finaux).

77 La troisième et dernière ligne de défense consiste en un contrôle radiologique des déchets conventionnels. Ces informations seront transmises à l Autorité de sûreté nucléaire dans les délais précisés dans le décret autorisant les opérations de démantèlement, ou au plus tard six mois avant le début des travaux d assainissement final, sous la forme d un dossier de méthodologie d'assainissement et de déclassement. Le retour d expérience des opérations du même type menées au CEA (installations Harmonie, Siloette, Mélusine, Siloé) permet de regrouper les travaux en trois phases : Phase C-1 : assainissement final du hall et de la cavité sous-cœur Phase C-2 : repli de chantier Phase C-3 : contrôles finaux I Phase C-1 : assainissement final du hall et de la cavité sous-cœur 77 Un assainissement final ne s applique qu aux zones à déchets nucléaires d une installation en fin de démantèlement, ce qui pour Ulysse se ramène pour l essentiel à l emprise du confinement de sciage autour du bloc pile et des éventuels confinements périphériques, et à la cavité sous cœur. Ces zones sont classées à déchets nucléaires de par l activation des matériaux pendant le fonctionnement du réacteur, et suite aux travaux de démantèlement, qui auront généré effluents et poussières. Les zones activées auront été retirées lors de la dernière phase des travaux nucléaires (B-4, démolition de la sole). L assainissement final se réduira donc à un rabotage du sol sous le confinement (déjà protégé par une rétention étanche), et un ponçage des parois de la cavité sous cœur, qui était protégée par une peinture décontaminable. I Phase C2 : repli de chantier Cette opération vise à retirer les derniers équipements de l'installation, ainsi que les derniers dispositifs et matériels utilisés pour les opérations de démantèlement. Les derniers confinements, la ventilation de chantier et les équipements restants sont assainis, démontés, contrôlés et évacués pour réutilisation dans d autres chantiers, ou mis au rebut comme déchets nucléaires. Les aires extérieures sont remises en état et démontées, et leurs équipements évacués. Tous les locaux sont nettoyés par aspiration et mis en sécurité. Enfin, l intervention de l entreprise de travaux se clôture par une cartographie radiologique des locaux. I Phase C-3 : contrôles finaux Les contrôles finaux (mesures de confirmation du caractère conventionnel des structures assainies) seront réalisés par des mesures d activité massique par spectrométrie gamma.

78 Les limites de détection souhaitées avec ce type d appareillage, pour les émetteurs gamma recherchés dans les spectres radiologiques caractéristiques de l installation, sont de l ordre de 0,03 Bq.g -1 pour 133 Ba, et de 0,04 Bq.g -1 pour 152 Eu. Des mesures de contamination surfacique pourront également être effectuées à l aide de contaminamètres. Les modalités pratiques de contrôle seront détaillées dans le dossier de méthodologie d'assainissement et de déclassement, soumis à l Autorité de sûreté nucléaire. 78 I.5.6- Gestion des déchets Ces opérations sont réalisées en parallèle des opérations de démantèlement, au fur et à mesure de la production des déchets de démantèlement. Elles consistent en : Une réduction de volume pour mise aux dimensions des conteneurs de déchets. Un contrôle radiologique des déchets, en application de la réglementation et du référentiel de l'installation. La mise en conteneurs des déchets, et le transfert de ces conteneurs vers la zone d entreposage concernée, en fonction du type de déchets. Le remplissage des documents assurant la traçabilité des déchets. Les moyens matériels nécessités par ces opérations sont des moyens de découpe béton identiques à ceux utilisés pour le massif, et de découpe mécanique pour les pièces métalliques. Les opérations de réduction des déchets nucléaires auront lieu dans un confinement prévu à cet effet. Le détail du prévisionnel des déchets générés par les opérations de démantèlement, et leur conditionnement, est traité dans le chapitre I.6, Déchets issus du démantèlement. I.5.7- Justification des choix techniques Les choix faits dans l établissement du scénario de déroulement du démantèlement sont guidés par la prise en compte de la sûreté nucléaire et de la radioprotection (dissémination de matières radioactives, exposition interne et externe aux rayonnements ionisants), de la gestion des déchets (mise en place d un zonage déchets), des rejets et des risques conventionnels (notamment manutention, travaux en hauteur, incendie et amiante). I Phasage des opérations Rappelons le phasage global des opérations : Lot A : chantier conventionnel (aménagements, fosses, piscine, cimetières )

79 Lot B : chantier nucléaire (Ondine, internes du cœur, extraction du graphite, découpe béton). Lot C : assainissement final et contrôles radiologiques. Ce phasage permet : De nettement séparer les opérations en conditions nucléaires des chantiers conventionnels. De reconfigurer l installation préalablement aux travaux nucléaires, optimisant ainsi la gestion des déchets et les manutentions, tout en libérant de la place. D acquérir progressivement, pour les entreprises intervenantes et pendant le déroulement du lot A (chantier conventionnel), un niveau de connaissance de l installation suffisant pour aborder les étapes plus délicates des travaux en conditions nucléaires. I Gestion des déchets 79 La stratégie de démantèlement choisie vise à optimiser la gestion des déchets : Par une minimisation des volumes produits. Par une gestion rigoureuse évitant les surclassements. Par une optimisation du remplissage des conteneurs. Les choix suivants participent à cette optimisation : Utilisation de calculs d activation pour identifier et optimiser une frontière entre zones à déchets conventionnels et nucléaires dans l épaisseur du bloc pile. Exploitation d un zonage déchets de démantèlement classant les zones périphériques du réacteur en zones à déchets conventionnels. Le scénario de référence prévoit l utilisation d une technique de sciage pour la déconstruction du bloc pile de préférence à une démolition, afin d éviter le foisonnement des gravats et de limiter les volumes. Enfin, les rejets (détaillés dans la pièce 7 étude d impact de ce dossier) seront très limités, en particulier par la mise en place d un recyclage des effluents de sciage. I Risques de dissémination de matières radioactives Lors de la phase de fonctionnement du réacteur, aucune rupture de gaine n a été détectée et d une manière plus générale, aucun incident significatif n a entraîné la contamination du personnel ou des locaux. Le risque de dissémination de matières radioactives est donc lié à la dégradation d éléments activés. Ce risque est dû à la présence éventuelle de poussières de graphites dans le bloc réacteur, mais aussi aux poussières générées lors de découpes. Il est possible de rencontrer de la contamination dans : Le bloc réacteur lors de la dépose des éléments en graphite activé, la découpe ou le carottage du béton activé du bloc réacteur, ou d autres découpes d éléments activés.

80 Les différents confinements d intervention, les tenues, les outils ayant servi à la découpe des éléments activés. Les colis de déchets nucléaires. De manière générale, la prévention vis-à-vis du risque de dissémination des matières radioactives repose sur l interposition de barrières de confinement statique entre les matières radioactives et le personnel ou l environnement, associées à un confinement dynamique. 80 En phase de démantèlement, les composants qui faisaient office de confinements statiques (cuve, massif béton ) ne jouent plus leur rôle au fur et à mesure de leur retrait ou découpe. Le confinement statique est donc assuré par des barrières de remplacements (confinements d intervention souples ou rigides, plaques d étanchéité, manches en vinyle étanches ), évoluant en fonction de l'avancement des opérations. Elles permettent d éviter de mettre en communication des zones à déchets conventionnels avec des zones à déchets nucléaires. Par ailleurs, durant la totalité de l opération de démantèlement, l ensemble du hall réacteur joue le rôle de barrière de confinement. Une attention particulière sera apportée aux techniques de découpe ou de démolition utilisées, notamment pour le béton : la solution de référence présentée est une découpe sous eau, qui permet de maîtriser la dissémination des poussières générées, mais implique une gestion d effluents liquides. Des solutions alternatives sont possibles et pourront être proposées et argumentées, en fonction de l avancée des technologies et de leurs compétences, par les entreprises en charge des travaux (sciage au câble à sec, démolition par des moyens lourds). La démolition et l excavation de la dalle utiliseront un brise-roche hydraulique sur porteur télécommandé. Cette technique, à sec, permet de se prémunir du risque d infiltration d eau dans la dalle. Par contre, génératrice de poussières, elle nécessitera une gestion spécifique des filtres (installations d un ou plusieurs niveaux de préfiltration, surveillance spécifique). Enfin, des mesures de surveillance et de détection seront mises en place, avec une surveillance des barrières de confinement : contrôles périodiques du sens préférentiel de l air, vérification de l intégrité des confinements, surveillance des filtres et une surveillance de la dissémination des substances radioactives : mesure de la dissémination radioactive de l installation, appareils de surveillance du chantier disposés près des zones à risque de dissémination ou directement dans les confinements, contrôles de non-contamination vestimentaire et corporelle des opérateurs, contrôles périodiques de la contamination surfacique labile des locaux, surveillance des rejets à l émissaire de l installation

81 I Risques d exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Une démarche d optimisation ALARA est appliquée, afin de réduire les doses à un niveau aussi bas que raisonnablement possible et en deçà de la limite règlementaire. Les objectifs fixés par les circulaires en vigueur au CEA, relatives à l'amélioration de la sécurité du CEA, seront respectés. Le risque d exposition interne du personnel est lié aux risques d inhalation ou d ingestion de radioéléments lors de leur mise en suspension générée par des opérations sur des éléments contenant de la contamination ou lors de découpe d'objets contaminés. De ce fait, le risque d'exposition interne est étroitement lié à celui de la dissémination de matières radioactives, et sera abordé de manière similaire. Des moyens de prévention classiques (tenues adaptées aux risques radiologiques, port de protections individuelles des voies respiratoires) seront utilisés. Le risque d exposition externe est lié à l activation des structures suite au fonctionnement du réacteur, et principalement généré par la dalle d'assise du bloc réacteur en fonte, les diverses pièces métalliques (ferraillage, corniérage, visserie ), les bétons de la partie centrale du bloc réacteur et de manière secondaire par les briques de graphite. 81 Le zonage radiologique de l installation variera entre la zone non réglementée, et la zone contrôlée spécialement réglementée «jaune» (débit de dose inférieur à 2 msv.h -1 pour l exposition externe, contamination atmosphérique volumique inférieure à 80 RCA en moyenne sur une heure), pour les opérations les plus dosantes. Les études de radioprotection menées ont estimé à environ 200 µsv.h -1 le débit de dose au contact des éléments les plus activés (structures en béton à l intérieur de la cavité cœur), sachant que la contamination atmosphérique attendue est extrêmement faible. L expérience du chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg (RUS) a montré que des éléments métalliques de la cavité cœur (cornières, inserts, ferraillage) pouvaient être localement très activés, notamment en cobalt 60, et que des protections biologiques complémentaires pouvaient alors être nécessaires. L écart important sur les énergies produites pendant le fonctionnement de ces réacteurs (25 fois plus importantes sur le RUS) devrait cependant limiter ces phénomènes dans les mêmes proportions, comme l ont confirmé les démantèlements d autres réacteurs de type Argonaut de faible puissance. Les moyens de prévention utilisés incluront notamment des techniques permettant un travail à distance, et la mise en place de protections biologiques : Dans la mesure du possible, le démontage des briques de graphite les plus irradiantes (réflecteur interne) se fera à distance depuis le toit pile (perches, ventouses ), éventuellement en utilisant des tapis de plomb comme protections biologiques. La découpe du béton sera automatisée par l utilisation de bâtis de sciage au câble, pilotés depuis l extérieur des confinements. La zone d entreposage des déchets de faible activité sera délimitée par des blocs de béton assurant la protection biologique.

82 I Risques de manutention Les opérations de manutention sont susceptibles d'endommager, par chocs ou par chutes de charges, soit la charge transportée, soit des équipements survolés considérés comme cibles. Le risque manutention a pour principales origines les opérations suivantes : L utilisation du pont roulant du hall. L éventuel portique mis en place au dessus du bloc pile pour sa découpe. 82 Les moyens spécifiques mis en place pour des opérations ponctuelles (palans, potences, chèvres ). Le conditionnement et l'évacuation des colis de déchets. Pour les opérations d évacuation du combustible, le palan du pont roulant a été équipé en 2008 d un double câble d élingage et d un double système de freinage, réduisant ainsi le risque de chute d une charge manutentionnée à l aide du pont. Par ailleurs, les solutions techniques adoptées permettent de limiter au maximum les manutentions et leur hauteur, et de ne pas survoler des équipements sensibles : Le conditionnement des déchets peut, dans la plupart des cas, être fait dans les confinements. La mise en place d un portique à l intérieur du confinement principal de sciage et l utilisation d un sas dédié au conditionnement des déchets facilitent la manutention des blocs de béton. L éventuelle évacuation des déchets par la façade sud du bâtiment supprimerait les transferts de colis de déchets de l aire d entreposage Est vers la porte Ouest. Enfin, d une manière générale, la découpe au câble diamanté permet d obtenir des blocs de béton qui peuvent être aisément manutentionnés et équipés de points d ancrage fiables.

83 I.6. Déchets issus du démantèlement 83 La base réglementaire et la méthodologie d'établissement du zonage déchets de l'installation ont été présentées au chapitre I.2 de ce document. L'étude déchets des opérations de démantèlement a permis de définir une limite entre zones à déchets conventionnels et nucléaires (TFA et FA), en prenant en compte les phénomènes d activation neutronique et de contamination des constituants du réacteur. Ce chapitre fait l'inventaire des déchets (solides, liquides et gazeux) issus du démantèlement, et décrit les moyens mis en œuvre pour leur gestion jusqu'à leur évacuation. I.6.1- Déchets solides Sur la base de l'étude déchets des opérations de démantèlement, un inventaire des déchets solides qui seront produits lors du démantèlement de Ulysse a été réalisé, aussi bien pour les déchets conventionnels que pour les déchets nucléaires. Il est à noter que cet inventaire est prévisionnel, et pourra évoluer en fonction des techniques de déconstruction utilisées, et notamment des marges techniques requises pour les opérations de découpe qui pourront contribuer à augmenter la quantité de déchets nucléaires. I Déchets conventionnels Le tableau suivant récapitule le prévisionnel (hors marges techniques) des déchets conventionnels, établi à partir de l'étude déchets des opérations de démantèlement de l'inb 18.

84 Dénomination Type Quantité (tonnes) Volume (m 3 ) Métaux (aluminium, fer, acier, cuivre ) Tuyauteries Ventilation Équipements Accessoires 30 5 Plomb Protections biologiques 10 1 Vêtements, chiffons Déchets technologiques 1 5 Mobiliers divers Équipements Béton (blocs, gravats) Bloc réacteur Cimetières Fibrociment Cheminée 3 1 Équipements électroniques Systèmes informatiques et électroniques 0,5 3 Soit un total d environ 420 tonnes (150 m 3 ) de déchets conventionnels. La plus grande part des déchets conventionnels (près de 90% en masse) sera constituée de béton, issu notamment de la démolition du bloc réacteur. Ces bétons pourront éventuellement être réutilisés sous forme de gravats, après concassage, soit sur l installation (comblement de fosses), soit sur le Centre de Saclay. Les métaux, après tri et conditionnement, seront valorisés au travers d une filière agréée. La cheminée du circuit d'air sera démantelée lors de la phase conventionnelle des travaux. Cette cheminée, en fibrociment, génèrera environ 3 tonnes de déchets amiantés conventionnels (amiante non friable), classés en Déchets industriels dangereux (DID). Par ailleurs, de petites quantités de DID sont susceptibles d être identifiées lors des travaux. Il s agira par exemple de plomb, d amiante non friable sous forme de fibrociment (joints, passages de câble ) ou d huiles. Ces déchets seront évacués dans les filières correspondantes (stockage pour l amiante, incinération pour l huile ). Une filière d évacuation est identifiée pour chaque type de déchet conventionnel. I Déchets nucléaires Le tableau suivant récapitule le prévisionnel (hors marges techniques) des déchets nucléaires (TFA et FA-VC), établi à partir de l'étude déchets des opérations de démantèlement de l'inb 18.

85 Dénomination Type Quantité (tonnes) Volume (m 3 ) Matière cellulosique Plastique, caoutchouc Déchets technologiques 4 20 Plomb Protection biologique 4 0,5 Aluminium Cuves, canaux 2 0,5 Métaux ferreux Gainages ferraillages 4 1 Béton (blocs, gravats) Graphite Bloc réacteur Réflecteurs Colonnes thermiques Soit un total d environ 170 tonnes (70 m 3 ) de déchets nucléaires. Il est à noter la part relativement réduite de déchets nucléaires dans l inventaire total (170 tonnes, soit moins de 30%). Cette répartition s explique notamment par les optimisations introduites dans l établissement du zonage déchets à l intérieur du bloc réacteur. Ces résultats théoriques pourront toutefois être dégradés au moment du chantier par les contraintes liées aux techniques de déconstruction. Les déchets nucléaires produits durant la phase de démantèlement et d'assainissement seront triés en fonction de leur activité. Deux catégories de déchets seront produites, comme durant la phase de fonctionnement : déchets de Très faible activité (TFA) et déchets de Faible (FA). Pour les déchets de faible activité, il s'agit de déchets à vie courte (déchets FA-VC), pour lesquels la radioactivité résulte principalement de la présence de radionucléides émetteurs de rayonnements bêta ou gamma de période inférieure ou égale à 30 ans. Les déchets nucléaires seront constitués en majorité de bétons issus de la démolition du bloc réacteur (85%), et du graphite composant les réflecteurs et colonnes thermiques (10%). Ces déchets seront produits sur la durée des opérations de démantèlement et assainissement (au moins deux ans). Les déchets technologiques (tenues d'intervention portées par le personnel, nappes de vinyles ) ne représenteront qu un faible volume (quelques mètres cubes), et le choix d utiliser une filière d évacuation spécifique (incinération) n a pas été jugé pertinent. Cependant, un regroupement avec d autres déchets incinérables du Centre de Saclay pourra être envisagé. Il n a pas été identifié de déchets toxiques ou dangereux, à l exception d équipements en cadmium (par exemple le rideau Ondine) ou contenant du bore (protection des surverses en «Boral»). Les faibles quantités en jeu permettent d envisager leur évacuation vers les filières Andra. Dans la mesure du possible, les déchets issus du démantèlement seront valorisés dans la filière nucléaire (protections biologiques en plomb ou en béton), ou sinon expédiés pour stockage dans les centres Andra (centres de stockage des déchets de très faible activité, et de faible et moyenne activité).

86 I Spectres radiologiques des déchets nucléaires Des spectres radiologiques de référence ont été déterminés par calcul d activation, et confirmés par des mesures effectuées sur des prélèvements. Ces spectres, établis par le calcul pour les matériaux les plus représentatifs des déchets produits (graphite, béton lourd et ordinaire, aluminium, acier, fer et plomb), sont résumés ci-dessous à mi 2009 (afin de rendre les tableaux plus lisibles, les valeurs inférieures à 1%, non pertinentes, ne sont pas représentées). 86 Spectre radiologique des bétons Le spectre béton est dominé par le tritium, créé essentiellement par réaction (n, α) sur le lithium présent comme impureté. L europium 152 est créé par absorption neutronique sur l isotope stable 151. Le béton lourd, chargé en baryum, s active en donnant du baryum 133. Spectre radiologique des bétons Isotope Béton lourd Béton ordinaire Période (années) 3 H 65,34 % 92,96 % 12, Eu 17,76 % 3,03 % 13, Ba 14,71 % 0,01 % 10,51 55 Fe 0,43 % 1,92 % 2,73 98,24 % 97,92 % Spectre radiologique des métaux Les différences importantes entre l activité des différents radionucléides (bien que soumis au même flux neutronique) sont dues à la différence dans la composition chimique des matériaux. L acier est l élément le plus activé, notamment en cobalt 60. Spectre radiologique des métaux Isotope Aluminium Acier Fer Période (années) 3 H 81,57 % 0,00 % 0,00 % 12,32 55 Fe 8,92 % 21,98 % 93,39 % 2,73 63 Ni 3,99 % 52,42 % 0,36 % 100,1 60 Co 3,62 % 24,45 % 6,11 % 5, Eu 1,48 % 0,55 % 0,10 % 13,52 99,58 % 99,40 % 99,96 %

87 Spectre radiologique du plomb Isotope Période 108* Ag 50,15 % 418 années 110* Ag 26,06 % 249 jours 55 Fe 16,66 % 2,73 années 108 Ag 4,36 % 2,44 min 65 Zn 1,17 % 244 jours 98,40 % Spectre radiologique du graphite Le tableau ci-dessous détaille le spectre radiologique du graphite, calculé pour le réflecteur externe. Ce spectre est composé majoritairement de tritium, créé par réaction (n, α) sur le lithium, et de carbone 14 (réaction (n, p) sur l azote 14, et capture neutronique sur le carbone 13). 87 Spectre radiologique du graphite Isotope Période (années) 3 H 66,64 % 12,32 14 C 30,09 % Ni 1,72 % 100,1 98,45 % I Compatibilité des déchets nucléaires avec le PNGMDR Les compositions chimiques et isotopiques et l activité des déchets radioactifs produits pendant les opérations de démantèlement sont compatibles avec les exutoires définis dans le Plan national de gestion des matières et déchets radioactifs (PNGMDR). Les déchets de très faible activité (TFA) seront évacués vers le Centre de stockage des déchets de très faible activité (CSTFA). Les déchets de faible activité à vie courte (FA-VC) seront eux expédiés vers le Centre de stockage des déchets de faible et moyenne activité (CSFMA). I Gestion des déchets Organisation La gestion de déchets de l'inb 18 est organisée autour : Du responsable CEA de l'installation, responsable de toutes les évacuations de déchets de l'inb 18. Il est en charge du respect du référentiel de sûreté de l installation et de la réglementation en matière de gestion des déchets. Il est garant de l'assurance qualité de la gestion des déchets de l'installation, et en particulier de la traçabilité relative à cette gestion. Du Correspondant déchets, nommé par le responsable CEA de l'installation.

88 Il informe les opérateurs intervenant dans l installation des règles de gestion des déchets, ainsi que des spécifications d accueil des différents exutoires. Il contrôle l'application des règles de gestion des déchets sur les chantiers et apporte des solutions pour optimiser la gestion des déchets. Tri et conditionnement Les déchets issus des opérations de démantèlement sont triés d après les spécifications de prise en charge par les installations destinatrices (traitement ou exutoire). Le tri est réalisé selon : 88 Le zonage d origine (ZSRA, ZNC, ZC). La nature du déchet (solide, liquide, métallique, plastique, terre ). Les caractéristiques radiologiques (activités, spectres, catégories de déchets). Leur filière d'élimination (cession, recyclage, mise en décharge ). Ce tri permet ainsi de définir la filière d'évacuation adéquate et le mode de conditionnement adapté. Déchets conventionnels Le mode principal de conditionnement et d'évacuation des déchets conventionnels issus des opérations de démantèlement s'effectue : Par bennes de 15 m 3 ou 30 m 3 pour les déchets solides orientés en décharge ou recyclage. En bonbonnes de 30 litres pour les déchets liquides de catégories DIS ou DID (évacués alors par des sous-traitants spécialisés). Déchets radioactifs de très faible activité Les déchets TFA solides sont triés par nature puis conditionnés, notamment : En sacs «GRVS» (ou «big-bags») de 1 ou 2 m 3 pour les terres, gravats, bétons et les objets métalliques de petites dimensions. En caisse grillagée ou tôlée de 1 ou 2 m 3 pour les déchets métalliques. En palettes pour les briques de plomb. Exceptionnellement en fûts (de 100 ou 200 litres) pour les autres natures de déchets en faibles quantités et petits volumes. Les blocs de béton issus de la découpe du bloc réacteur seront gérés et transportés comme des pièces massives, en conteneur ISO 20 pieds. En cas de besoin, les déchets TFA sortant de l installation transitent par les services spécialisés de gestion des déchets nucléaires du Centre, qui assurent la fonction de zone tampon avant évacuation vers le Centre de stockage TFA (CSTFA) de l Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra).

89 Ce conditionnement est fait conformément à des procédures qui reposent sur les spécifications de l Andra. À ce titre, les déchets solides ne doivent pas contenir : De liquides organiques. De liquides aqueux libres susceptibles de se libérer durant la période d'entreposage (moins de 1% en poids). De matériaux explosifs ou pyrophoriques. De composés capables de donner naissance à des réactions chimiques et d'entraîner la production de gaz. De déchets industriels dangereux. Plus généralement, ils doivent satisfaire aux spécifications de prise en charge du centre de stockage. 89 Déchets radioactifs de faible activité Ces déchets contiennent des radioéléments de période inférieure à 30 ans, émetteurs bêta ou gamma. Leur teneur en radioéléments de période longue (émetteur alpha) est très faible. Comme pour les déchets TFA, ces déchets de faible activité seront pris en charge par les services spécialisés de gestion des déchets nucléaires du Centre, qui assurent la fonction de zone tampon avant leur évacuation vers le Centre de stockage de l Aube (CSA) de l Andra. Les déchets FA-VC sont conditionnés principalement en caissons métalliques de 5 m 3. De nombreux critères d acceptabilité ont été établis par l Andra, qui tiennent compte notamment de la nature, de l activité, des teneurs radioisotopiques, des modalités de traitement et de conditionnement des déchets. Contrôles radiologiques Les déchets destinés à être évacués de l installation subissent deux types de contrôles radiologiques selon leur origine ou leur nature. En pratique, trois types de contrôles peuvent être effectués sur l'installation : Le contrôle radiologique, le tri, l identification et le marquage des objets à évacuer, font partie du contrôle qualité de premier niveau, fait le plus en amont possible dans l installation, là où le niveau de connaissance est le plus élevé. Il s agit d un contrôle de premier niveau. Les objets, avant leur sortie de l'installation, sont regroupés par nature et par catégorie d'activité. Ils font l objet d un contrôle radiologique de la part de personnels qualifiés en radioprotection dès lors que les objets sont issus de zones à déchets nucléaires. Un contrôle radiologique est aussi réalisé pour les objets issus de zones à déchets conventionnels dès lors que ces zones à déchets conventionnels sont situées en zone contrôlée. Ce processus fait partie intégrante du contrôle qualité de second niveau. À leur sortie du Centre de Saclay, les chargements des véhicules transportant des déchets conventionnels subissent tous un contrôle radiologique.

90 Le contrôle radiologique de chargement de véhicules en sortie de centre a pour objectif de vérifier qu aucun déchet radioactif ne fait partie d un chargement de déchet conventionnel. Les chargements de déchets radioactifs sont munis de fiches suiveuses qui identifient leur contenu, et rendent ce contrôle sans objet. Entreposage de déchets sur l installation Les déchets ne seront pas conservés dans l installation : ils seront évacués vers les centres de stockage ou d entreposage agréés. 90 En cas de besoin, les déchets nucléaires évacués de l installation pourront transiter par les services spécialisés de gestions des déchets nucléaires du Centre, qui assurera ainsi la fonction de zone tampon avant évacuation vers l'andra. Évacuation des déchets L'évacuation de déchets par des transports empruntant la voie publique est réalisée conformément aux règles en vigueur, notamment celles décrites dans l Accord européen relatif au transport international des marchandises dangereuses par route (ADR). Ces transports, dits de classe 7 (matières radioactives), concernent : Les expéditions de déchets nucléaires TFA vers le Centre de stockage de l Andra (CSTFA), situé à Morvilliers (Aube). Les expéditions de déchets nucléaires FMA-VC vers le centre de stockage de l Andra dédié aux déchets FMA (CSFMA, à Soulaines-Dhuys, dans l Aube), ou vers Centraco (Centre nucléaire de traitement et de conditionnement, situé à Marcoule, Gard) pour les déchets incinérables. La contamination labile des colis ainsi transportés doit être inférieure à 4 Bq.cm -2 pour les émetteurs βγ et 0,4 Bq.cm -2 pour les émetteurs α. Le débit de dose absorbée au contact du colis en tout point de sa surface est limité à 2 mgy.h -1. Les transports dits internes, restant dans le périmètre du Centre de Saclay, sont soumis à un référentiel interne au CEA, les Règles générales de transports internes de matières radioactives (RGTI). I.6.2- Effluents liquides Si la technique de découpe sous eau et au câble diamanté est adoptée pour les bétons du massif fixe du bloc réacteur, les opérations de démantèlement produiront des effluents liquides. En fonction de leur provenance (zone à déchets conventionnels ou nucléaires), ces effluents seront évacués vers la filière appropriée (effluents industriels ou retraitement des effluents actifs par une installation agréée).

91 I Effluents liquides classiques La découpe sous eau de zones à déchets conventionnels du bloc réacteur produira des effluents classiques. Pour cette phase, la quantité d'eau utilisée sera déterminée par des critères techniques, principalement liés à la technique de découpe utilisée (notamment pour l optimisation de l'usure des diamants du câble). Afin de limiter le volume de ces effluents, un recyclage pourra être mis en place, associé à des techniques de récupération des poussières de béton emportées par l eau (décantation, filtration mécanique ). Cette technique a été notamment utilisée sur le chantier de démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg. En tout état de cause, la quantité d'eau utilisée pour la découpe sera limitée au minimum, et inférieure à 200 m 3 par an. 91 Les effluents générés par ces opérations seront dirigés vers le réseau d'effluents industriels du Centre. Le rejet sera réalisé après vérification de la conformité des rejets aux spécifications du Centre, et conformément aux autorisations de rejets de l installation. I Effluents liquides actifs La découpe de la zone à déchets nucléaires du bloc réacteur produira des effluents actifs nucléaires. Pour cette phase, la quantité d'eau utilisée sera limitée au strict minimum afin de réduire la quantité d'effluents produits. Un recyclage associé à des techniques de récupération des fines de béton sera mis en place. L'utilisation de cette technique sur le chantier de démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg a permis de limiter la quantité d'effluents actifs à quelques mètres cube. La quantité d'effluents produits pour le démantèlement du réacteur Ulysse sera du même ordre de grandeur (typiquement inférieur à 10 m 3 ). Les effluents liquides radioactifs seront pris en charge par la Station de traitement des effluents liquides radioactifs du Centre CEA de Saclay (INB 35) ou par une autre installation extérieure au centre, autorisée à cet effet, pour traitement et décontamination. I.6.3- Effluents gazeux Lors du démantèlement, l'installation produira des effluents gazeux non radioactifs et radioactifs (gaz et aérosols). I Effluents gazeux non radioactifs Il s agit des effluents gazeux (gaz d'échappement) provenant des véhicules (camion, monte-charge ) et équipements (groupe électrogène de secours, brise-roche ) fonctionnant avec des carburants.

92 Au vu du nombre de véhicules et équipements en utilisation sur le chantier (typiquement moins de cinq), l'apport d'effluents gazeux dus aux travaux de démantèlement sera négligeable par rapport à l'ensemble des effluents gazeux émis par les véhicules et équipements présents sur le Centre de Saclay et son environnement proche. I Effluents gazeux radioactifs 92 Les matières radioactives présentes sur l'installation en début de démantèlement sont principalement les composants du bloc réacteur, activés par irradiation neutronique lors du fonctionnement du réacteur. Cette activation a conduit à produire des isotopes radioactifs présents notamment dans le graphite, le béton et les métaux qui constituent le bloc réacteur. La découpe et la manipulation des constituants du bloc réacteur conduit à un risque de dissémination de matières radioactives. Une telle dissémination pourrait conduire à des contaminations atmosphériques et surfaciques des lieux de travail et de l environnement, et entraîner une exposition interne par inhalation ou ingestion, et une exposition externe par contact. Compte tenu de la nature des matières radioactives présentent sur l'installation, deux types d'effluents gazeux sont susceptibles d'être produits : du tritium sous forme gazeuse (lors des opérations de découpe) et des particules de petites dimensions, appelées aérosols, émettrices de rayonnements β et γ. La prévention du risque de dissémination des matières radioactives repose principalement sur la mise en place de dispositifs assurant leur confinement. Ces dispositifs allient deux types de confinements : Un confinement statique assuré par des barrières (sas d interventions, emballages en vinyle ) évitant de mettre en communication zones à déchets conventionnels et à déchets nucléaires. Un confinement dynamique, constitué par un système de ventilation, qui assure une cascade de dépression de l extérieur vers l intérieur, associée à une filtration à très haute efficacité qui retient plus de 999 pour des particules en suspension (aérosols). De fait, la quantité d'effluents gazeux radioactifs sera très fortement limitée par les confinements mis en place pour les opérations de démantèlement. Néanmoins, les opérations de découpe au câble des bétons du bloc réacteur seront susceptibles de conduire à des rejets gazeux en quantité mesurable. Ces rejets seront principalement constitués de tritium sous forme gazeuse, provenant de la migration de tritium hors du volume de béton découpé (transfert dans l'eau puis évaporation). Contrôles des effluents gazeux radioactifs avant rejet dans l environnement Lors de la phase de démantèlement, les effluents gazeux radioactifs feront l'objet d'un contrôle radiologique avant rejet à l'atmosphère via une cheminée mise en place pour les opérations de démantèlement et se substituant à la cheminée de l'installation.

93 Compte tenu des caractéristiques des rejets gazeux (faible valeur d'activité au regard des seuils de détection), les contrôles réalisés, en aval du filtre très haute efficacité et avant rejet concerneront, conformément à la décision ASN 2009-DC-0156 du 15 septembre 2009 : La mesure de l'activité des aérosols, par filtration avec prélèvement continu et mesure différée hebdomadaire (comptage béta) ou mensuelle (composition isotopique béta-gamma). La mesure de l'activité tritium, par passage de l'air sur un barboteur qui piège le tritium, et mesure différée hebdomadaire. Cette mesure sera réalisée uniquement pendant les travaux de démantèlement. Ces mesures complèteront des mesures de surveillance radiologique propres aux confinements de chantier, qui seront placées au plus près des opérations. Les balises de mesure de chantier, mesurant l'activité volumétrique, sont destinées à alerter les opérateurs en cas de dépassement de seuil, conduisant à un arrêt des opérations. 93 Volume et activité des effluents gazeux radioactifs produits Lors de la phase de démantèlement du réacteur, le débit du circuit d'air sera du même ordre de grandeur (plusieurs milliers de mètres cubes par heure) que celui maintenu lors du fonctionnement (3 600 m 3.h -1 ). Compte tenu de l'utilisation de système de filtration à très haute efficacité, la quantité d'aérosols rejetés sera très limitée. Par ailleurs, la quantité maximum de tritium potentiellement rejetée a été évaluée de manière pénalisante à 2,6 GBq pour l'ensemble des opérations de découpe (voir la pièce 3 du dossier de démantèlement «Plan de démantèlement»). On notera que la quantité de tritium pouvant ainsi être rejetée pendant les opérations de découpe reste faible, puisqu'elle représente moins d un millième des autorisations de rejets tritium autorisés de l'ensemble des INB du Centre de Saclay. Enfin, les rejets liés aux opérations de démantèlement resteront inférieurs aux limites figurant dans la décision 2009-DC-0155 de l Autorité de sûreté nucléaire, fixant les limites de rejets dans l environnement des effluents gazeux des installations nucléaires de base de Saclay exploitées par le CEA. Les valeurs établies pour l INB 18 sont données dans le tableau ci-dessous. Émetteurs Autorisations de rejets gazeux GBq par an GBq par mois Tritium 10 2 Aérosols β γ

94 94 Volume II Analyse de sûreté

95 II.1. Présentation de la démarche de sûreté et de sécurité 95 II.1.1- Généralité La maîtrise de la sûreté sécurité est une composante majeure dans l exercice permanent des activités du CEA et de sa démarche de progrès continu. Le terme de sûreté sécurité recouvre les domaines suivants : Sécurité classique, qui concerne : L hygiène et la sécurité du travail, entendues comme l ensemble des actions mises en œuvre pour assurer la préservation contre les accidents du travail et les maladies professionnelles. La sécurité industrielle, destinée à prévenir les risques d accident liés aux substances ou travaux dangereux. La protection de l environnement. Sûreté et sécurité nucléaire, qui concernent : La sûreté des installations nucléaires et la sécurité des transports de matières dangereuses. La radioprotection des travailleurs, des populations et des écosystèmes. La protection des matières nucléaires et des installations contre le vol et la malveillance. Le contrôle des matières nucléaires, pour satisfaire à la réglementation nationale et internationale. Protection des informations, qu il s agisse des activités classées relevant du secret de défense ou des activités et informations relevant du patrimoine scientifique, commercial, financier et stratégique des exploitants. Chacun de ces domaines de la sûreté et de la sécurité est régi par des lois et règlements spécifiques. Au-delà de l impératif de conformité à ce référentiel légal et réglementaire, le CEA développe des systèmes de management visant au progrès continu dans chacun de ces domaines.

96 II.1.2- La démarche de sûreté Assurer la sûreté de l Installation nucléaire de base (INB) implique de prendre en considération la sûreté nucléaire et la radioprotection : La sûreté nucléaire est l ensemble des dispositions techniques et des mesures d organisation prises en vue de prévenir les accidents ou d en limiter les effets. 96 La radioprotection est la protection contre les rayonnements ionisants, c est-à-dire l ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l environnement. Le Code du travail (article R ) fixe la limite des doses efficaces reçues par exposition externe et interne à 20 msv sur douze mois consécutifs. La réglementation relative à la radioprotection des travailleurs impose également une démarche d optimisation, appelée démarche ALARA (As Low As Reasonably Achievable : aussi faible que raisonnablement possible). Cette démarche s énonce comme l obligation de maintenir la dose reçue par les personnels d exploitation et le public au niveau le plus faible qu il est raisonnablement possible d atteindre, compte tenu des techniques et facteurs économiques et sociaux. Dans tous les cas, cette dose doit être inférieure aux limites réglementaires. La sûreté et la sécurité sont une priorité majeure du CEA dans sa démarche continue de progrès. Les plans triennaux d amélioration de la sûreté et de la sécurité au CEA concrétisent cette volonté de diminution de la dose collective reçue par les salariés exposés aux rayonnements ionisants. Ainsi, une démarche d optimisation ALARA est appliquée, afin de réduire les doses à un niveau aussi bas que raisonnablement possible et en deçà de la limite réglementaire. Les objectifs fixés par les circulaires en vigueur au CEA, relatifs à l'amélioration de la sécurité du CEA, seront respectés : Diminuer la dose collective de l'ensemble des agents travaillant dans les installations du CEA. Limiter les doses individuelles annuelles à 20 msv en moyenne sur cinq ans, et réduire le nombre de celles qui sont supérieures à 10 msv. Cette démarche se concrétise au travers de plans triennaux d amélioration de la sûreté et de la sécurité. Ainsi, en 2009, la dose moyenne pour les salariés CEA qui ont été effectivement exposés est égale à 0,31 msv, et la dose maximale reçue par un salarié du CEA est égale à 4,9 msv. Les dispositions prises vis-à-vis de la sûreté nucléaire doivent permettre : D assurer le bon fonctionnement des installations et le déroulement sûr des opérations qui y sont effectuées. De prévenir les incidents et accidents. De limiter les conséquences d un incident ou d un accident. Les moyens mis en œuvre interviennent à trois niveaux :

97 La prévention : il s agit d éviter l apparition des incidents par la qualité de la conception, de la réalisation et de l exploitation. Une démarche d assurance de la qualité accompagne toute activité pouvant avoir un impact sur la sûreté. La surveillance : il s agit de détecter rapidement un éventuel dysfonctionnement pour empêcher qu il ne dégénère en incident ou accident. La limitation des conséquences : il s agit de s opposer à l évolution des incidents et accidents éventuels. En phase de démantèlement d une INB, la démarche adoptée pour la prévention des incidents et accidents, ainsi que pour la limitation des conséquences consiste à : Identifier tous les risques potentiels inhérents à l installation et à ses équipements, à chaque étape de son démantèlement ou de son assainissement. 97 Analyser chaque risque potentiel de façon à définir les dispositions techniques et les moyens organisationnels nécessaires pour en réduire l occurrence et les conséquences. Postuler par hypothèse que les risques ne sont pas nuls, malgré toutes les mesures retenues en prévention et en surveillance. Prendre les dispositions qui s imposent pour limiter les conséquences de ces risques hypothétiques à un niveau acceptable. La démarche de sûreté adoptée pour garantir la maîtrise des risques identifiés s'appuie sur l'utilisation du concept de défense en profondeur, qui vise à traiter chaque risque en interposant des lignes de défense indépendantes. On peut ainsi distinguer les trois niveaux retenus : Prévention. Surveillance, détection et moyens d'action. Limitation des conséquences. Ces analyses permettent de définir les Éléments importants pour la sûreté (EIS) et les exigences de sûreté associées (Qualité définie). Le premier niveau (prévention) concerne la qualité de la conception des équipements spécifiques (comportant des marges), de la réalisation des opérations de démantèlement et des contrôles associés. Il comprend un ensemble de dispositions visant à réduire les possibilités de sortie du domaine de fonctionnement normal de l'installation. Le deuxième niveau (surveillance, détection et moyens d'action) suppose que les incidents peuvent survenir sur l'installation, pendant les opérations. Il vise à surveiller et à détecter les phénomènes susceptibles de conduire l'installation hors du domaine de fonctionnement normal et à les maîtriser par des actions appropriées. Le troisième niveau (limitation des conséquences) suppose que des évènements non maîtrisés par les niveaux précédents peuvent survenir. À ce niveau correspond la définition de systèmes de sauvegarde permettant de limiter les conséquences de ces évènements postulés à un niveau acceptable.

98 Cette démarche est mise en œuvre conformément à un système d assurance de la qualité, en application de l Arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l exploitation des Installations nucléaires de base, et s applique à toutes les phases de la vie de l installation. Sur une installation en démantèlement, cette démarche implique notamment d analyser l adéquation des moyens de surveillance à son état et aux risques qu elle présente, au fur et à mesure de l avancement du démantèlement. 98 L arrêté du 10 août 1984 stipule qu une qualité en rapport avec l importance de leurs fonctions pour la sûreté soit définie, obtenue et maintenue pour les éléments suivants : Structures, équipements et matériels. Ensembles les associant. Conditions d exploitation des installations. Dans le cadre du démantèlement du réacteur Ulysse, une Fonction importante pour la sûreté (FIS) a été identifiée : la maîtrise du confinement des matières radioactives. L identification des risques pouvant avoir un impact sur ces fonctions de sûreté et les analyses de sûreté conduit notamment à définir des Éléments importants pour la sûreté, constituants et composants permettant de maîtriser les risques et à associer à ces dispositifs une «qualité» en rapport avec l importance du risque et la gravité de ses conséquences. II.1.3- Organisation de la sûreté et de la sécurité Par délégation de l Administrateur général du CEA, le Directeur pour les activités nucléaires du Centre de Saclay est l exploitant de toutes les installations nucléaires du site et, à ce titre, l interlocuteur de l Autorité de sûreté nucléaire. Les opérations de démantèlement sont effectuées sous la responsabilité d un responsable CEA de l'installation qui est nommé par l exploitant nucléaire selon les procédures en vigueur. Des unités du Centre de Saclay apportent leur soutien technique et leur expertise en matière de sécurité et de sûreté aux opérations de démantèlement et d exploitation. En outre, deux entités sont chargées du contrôle, l une pour la sûreté nucléaire, l autre pour la sécurité. Le détail de l organisation retenue est donné dans la pièce 10 de ce même dossier (Règles générales de surveillance et d'entretien). II.1.4- Méthode retenue pour l analyse de maîtrise des risques Toute activité industrielle présente des risques qu il s agit d identifier, prévenir et détecter, et dont il est nécessaire de limiter les conséquences.

99 On distingue : Les risques internes, d origine nucléaire et d origine non nucléaire. Les risques externes. Les risques associés aux opérations de démantèlement sont de nature équivalant à ceux qui prévalaient lors de la phase de fonctionnement, mais leur probabilité d'occurrence et leur impact potentiel sont différents et évoluent au fur et à mesure de l'avancée des travaux de démantèlement. Les risques liés à la présence de matières radioactives peuvent notamment s avérer plus importants dans les premières étapes de démantèlement, pour décroître ensuite jusqu à la libération de l installation de toute contrainte nucléaire et radiologique. La spécificité des risques liés à la sécurité classique, engendrés par les opérations de démantèlement, est également prise en compte, qu ils puissent avoir ou non des conséquences du point de vue de la radioprotection des travailleurs ou sur l environnement. 99 La démarche de sûreté est basée sur l identification et l analyse de tous les risques internes et externes, en utilisant les principes fondamentaux de la sûreté nucléaire : défense en profondeur, définition d'éléments importants pour la sûreté et exigences associées, principes de radioprotection (dont le principe d'optimisation radiologique ALARA). L'analyse des risques est conduite en plusieurs étapes : Identification des risques et de leurs conséquences potentielles. Analyse des défaillances afin de caractériser : Les moyens de prévention. Les moyens de surveillance, de détection et d'action. Les moyens de limitation des conséquences. La dernière étape de la démarche consiste à identifier des situations accidentelles enveloppes représentatives, dont on évalue les conséquences radiologiques vis-à-vis du public et de l environnement. Cette étape fait l'objet du chapitre II.5 du présent document. II.1.5- Définition des termes de sûreté II Fonctions importantes pour la sûreté (FIS) Les Fonctions importantes pour la sûreté (FIS) sont les fonctions que doivent assurer certains systèmes ou composants de système de l'installation pour qu'elle puisse être exploitée et démantelée en toute sécurité. Les FIS sont les fonctions dont la défaillance peut conduire à des conséquences radiologiques sur le personnel ou l'environnement. Elles sont également des fonctions permettant de limiter les conséquences sur le personnel ou l environnement.

100 La FIS identifiée pour le démantèlement du réacteur Ulysse est la maîtrise du confinement des matières radioactives. II Élément de sûreté Les éléments utilisés dans la démonstration de sûreté sont les systèmes ou matériels qui assurent la prévention, la détection et la limitation des conséquences des incidents et accidents. II Élément important pour la sûreté (EIS) 100 Un Élément important pour la Sûreté (EIS) est un système ou composant de système participant ou permettant d'assurer l'exploitation et le démantèlement d'une installation en toute sécurité. Dans le cadre du démantèlement de l'installation, les EIS, systèmes et constituants sont définis au chapitre II.4, Exigences pour la qualité, du présent document. II Qualités définies, exigences La qualité définie d'un EIS ou d'un constituant d'eis est sa capacité en exploitation ou en démantèlement à répondre aux exigences découlant de l'analyse de sûreté de l'installation. Ces qualités sont définies au chapitre II.4, Exigences pour la qualité, du présent document.

101 II.2. Présentation des risques du projet 101 Ce chapitre présente une identification des risques, par phase et par nature. Cette identification s'appuie sur la méthode explicitée au paragraphe H-4 complétée du retour d expérience du démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg, achevé en 2008, ainsi que de l expérience acquise sur d autres chantiers de démantèlement menés au CEA. L analyse détaillée de chacun des risques est présentée dans le chapitre F. II.2.1- Description sommaire des phases du démantèlement Les opérations de démantèlement sont détaillées dans le chapitre I.5, Présentation des opérations de démantèlement. Les phases du chantier sont précisées dans le tableau ci-après. Lot Phase Actions A-0 Aménagements de chantier A Chantiers conventionnels A-1 Démontage des équipements des fosses techniques et de la cheminée A-2 Déconstruction du cimetière horizontal A-3 Déconstruction de la piscine A-4 Déconstruction des cimetières verticaux A-5 Aménagement de la zone d entreposage de déchets de faible activité B-1 Démontage de la cuve Ondine et de l assemblage en blocs amovibles B Chantiers nucléaires C Assainissement final B-2 Démontage des équipements de la cavité cœur B-3 Démontage du bouchon roulant et du graphite Découpe du bloc pile Zone conventionnelle B-4 Découpe du bloc pile et démolition de la sole Zone nucléaire C-1 Assainissement final du hall et de la cavité sous-cœur C-2 Repli de chantier C-3 Contrôles finaux

102 II.2.2- Liste des risques identifiés Le tableau ci-après donne la liste des risques identifiés dans le cadre démantèlement du réacteur Ulysse en application de la méthodologie explicitée au paragraphe II.1.4-Méthode retenue pour l analyse de maîtrise des risques. Famille de risques Risque 102 Interne d'origine nucléaire Interne d'origine non nucléaire Externe Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels Coactivité Séisme Inondation externe Climatiques Chute d avion Incendie Risques liés à l environnement industriel et aux voies de communication Malveillance II.2.3- Établissement des fiches de risques par phase À partir de la liste de risques établie au paragraphe précédent, une fiche de risques a été établie pour chaque phase du chantier, en fonction de la nature des opérations prévisionnelles. Une fiche supplémentaire concerne l'entreposage et le transport des déchets.

103 Ces fiches permettent de façon concise d'identifier les risques prévisionnels présents à chaque phase, l'analyse détaillée de ces risques étant réalisée au chapitre II.3, Analyse des risques. II Phase A-0 : aménagements de chantier Fiche de risques Phase A-0 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Cartographie initiale des locaux. Il n a jamais été décelé de contamination en exploitation. Cartographie initiale des locaux. Dans la configuration initiale, les risques d irradiation sont très faibles : les débits de dose mesurés en ambiance dans le hall réacteur sont de l ordre de 0,1 µgy.h-1. Sans objet (pas d intervention sur le graphite). Présence d équipements sous tension. Utilisation éventuelle de procédés de découpe par points chauds. Dans l état initial, la densité de charge calorifique est faible. Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Présence de produits inflammables (solvants ). Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Approvisionnement en matériels et consommables. Mise en place du nouvel exutoire déchets. Sans objet. Approvisionnement en solvants (dégraissant, décontaminant ), colles et résines. Diagnostic des locaux Sans objet Utilisation d appareils et d équipements sous tension. Mise en place de l installation de chantier. Découplage et retrait de l ancienne installation. Installation des autres fluides. Sans objet. Cartographie initiale des locaux. Mise en place de l'installation de chantier et du nouvel exutoire déchets. Cartographie initiale des locaux. Utilisation d'appareils et équipements sous tension (pont roulant, éclairage ) Sans objet. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation. 103

104 II Phase A-1 : Démontage des équipements des fosses techniques et de la cheminée Fiche de risques Phase A Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Retrait du filtre THE. Démontage du caisson filtre. Ces opérations sont réalisées en étanche. Retrait du filtre THE. Démontage du caisson filtre. Ces opérations sont réalisées en étanche. Sans objet (pas d intervention sur le graphite). Présence d équipements sous tension. Utilisation éventuelle de procédés de découpe par points chauds. Dans cette partie de l'installation, la densité de charge calorifique est faible. Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Présence de produits inflammables (solvants ). Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Manutention des équipements démontés et découpés dans les fosses (échangeur, circuits d eau, pompes, gaines de ventilation ). Extraction de ces équipements des fosses. Sans objet. Utilisation de solvants (dégraissant, décontaminant ), colles et résines. Démontage de la cheminée. Conditionnement et évacuation des déchets. Sans objet Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Intervention prolongée dans les fosses et la galerie sous cuve. Intervention dans les fosses (profondeur de 1,80 à 3,5 m). Démontage de la cheminée (hauteur 9 m). Utilisation d échafaudage. Intervention dans les fosses techniques et la galerie sous cœur. Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, éclairage ) Sans objet. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation.

105 II Phase A-2 : Déconstruction du cimetière horizontal Fiche de risques Phase A-2 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Pas de risque identifié (classement en zone à déchets conventionnels). Pas de risque identifié. Sans objet (pas d intervention sur le graphite). Présence d équipements sous tension. Utilisation éventuelle de procédés de découpe par points chauds. Dans cette partie de l installation, la densité de charge calorifique est faible. Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Présence de produits inflammables (solvants ). Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Manutention de gravats de béton. Conditionnement et évacuation des déchets. Sans objet. Utilisation de solvants (dégraissant ). Sans objet Utilisation de techniques de démolition de béton. Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Utilisation d engins de chantier à moteur thermique. Intervention sur le cimetière horizontal (hauteur : 1,8 m). Risque de blessures avec les moyens de découpe ou de carottage du béton, ainsi qu avec les engins de chantier. Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, éclairage ) Sans objet. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation. 105

106 II Phase A-3 : Déconstruction de la piscine Fiche de risques Phase A Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Pas de risque identifié (classement en zone à déchets conventionnels). Pas de risque identifié (classement en zone à déchets conventionnels). Sans objet (pas d intervention sur le graphite). Présence d équipements sous tension. Utilisation éventuelle de procédés de découpe par points chauds. Dans cette partie de l installation, la densité de charge calorifique est faible. Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Présence de produits inflammables (solvants ). Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Évacuation des tronçons de la cuve métallique. Manutention de gravats de béton. Évacuation des équipements amovibles. Conditionnement et évacuation des déchets. Manutention des platelages. Sans objet (la piscine et le circuit d'eau associé sont vidangés). Utilisation de solvants (dégraissant ). Sans objet Utilisation de techniques de démolition de béton. Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Risque potentiel lors des travaux en fond de piscine, sur le cuvelage. Utilisation d engins de chantier à moteur thermique. Intervention sur la piscine, d une profondeur de 4,80 m. Utilisation d échafaudage. Risque de blessures avec les moyens de découpe ou de carottage du béton, ainsi qu avec les engins de chantier Risque de chute présent jusqu à la mise en place de platelages de protection (utilisation de rambardes). Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, éclairage ). Sans objet. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation.

107 II Phase A-4 : Déconstruction des cimetières verticaux Fiche de risques Phase A-4 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Pas de risque identifié (classement en zone à déchets conventionnels). Pas de risque identifié (classement en zone à déchets conventionnels). Sans objet (pas d intervention sur le graphite). Présence d équipements sous tension. Utilisation éventuelle de procédés de découpe par points chauds. Dans cette partie de l installation, la densité de charge calorifique est faible. Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Présence de produits inflammables (solvants ). Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Manutention de gravats de béton. Évacuation des équipements amovibles. Conditionnement et évacuation des déchets. Manutention des platelages. Sans objet. Utilisation de solvants (dégraissant ). Sans objet Utilisation de techniques de démolition de béton. Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Utilisation d engins de chantier à moteur thermique. Intervention sur le cimetière vertical nord (profondeur cavité : 1,9 m). Risque de blessures avec les moyens de découpe ou de carottage du béton, ainsi qu avec les engins de chantier Risque de chute présent jusqu à la mise en place de platelages de protection. Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, éclairage ). Sans objet. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation. 107

108 II Phase A-5 : Aménagement de l aire d entreposage des déchets de faible activité Fiche de risques Phase A Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Pas de risque identifié (classement en zone à déchets conventionnels). Pas de risque identifié (classement en zone à déchets conventionnels). Sans objet (pas d intervention sur le graphite). Présence d équipements sous tension. Utilisation éventuelle de procédés de découpe par points chauds. Dans cette partie de l installation, la densité de charge calorifique est faible. Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Présence de produits inflammables (solvants ). Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Manutention de protections biologiques. Manutention de platelages placés sur les fosses techniques (si aménagement de l évacuation des déchets par la façade sud du hall). Sans objet. Utilisation de solvants (dégraissant ). Sans objet Utilisation de techniques de démolition de génie civil. Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Utilisation d engins de chantier à moteur thermique. Mise en place du mur de protection biologique. Réalisation ouverture façade Sud du hall (si aménagement de l évacuation des déchets). Risque de blessures avec les engins de chantier. Risque de chute présent jusqu à la mise en place de platelages de protection. Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, éclairage ). Sans objet. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation.

109 II Phase B-1 : Démontage de la cuve Ondine et de l assemblage en blocs amovibles Fiche de risques Phase B1 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Travaux partiellement réalisés sur des équipements produisant des déchets nucléaires. Le risque de dissémination est lié à l état physique des équipements retirés. Des confinements sont mis en place. Sur l ensemble de cette phase, il existe un risque d exposition interne et externe du personnel. Les niveaux d irradiation attendus restent cependant faibles, et de nombreuses opérations sont déportées et éloignées du centre du réacteur (zone la plus activée). Sans objet (pas d intervention sur le graphite). Présence d équipements sous tension. Utilisation éventuelle de procédés de découpe par points chauds. Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Présence de produits inflammables (solvants ). Bouteilles de gaz utilisées par les procédés de découpe par point chaud. Manipulation de briques de plomb. Retrait de la cuve Ondine et transfert vers le confinement de découpe. Désassemblage des blocs amovibles, et réutilisation comme protection biologique. Sans objet (la cuve Ondine est vidangée). Utilisation de solvants (dégraissant, décontaminant ). Manipulation de briques de plomb et du rideau de la cuve, contenant du cadmium. Sans objet Sans objet Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Sans objet. Opérations se déroulant sur la partie haute de l empilage de blocs de béton amovibles. Risque de blessures avec les moyens de découpe, et chute de briques de plomb. Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, éclairage ). Perte du confinement dynamique des confinements utilisés pour l'extraction et la découpe de la cuve. Perte d'alimentation des équipements de surveillance radiologique. Perte du confinement dynamique des confinements utilisés pour l'extraction et la découpe de la cuve. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation. 109

110 II Phase B-2 : Démontage des équipements de la cavité cœur Fiche de risques Phase B2 110 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Après le retrait des dalles du toit, les travaux seront réalisés en zone contaminante et produiront des déchets nucléaires. Des confinements sont mis en place. Sur l ensemble des étapes de cette phase, il existe un risque d irradiation et de contamination potentielle du personnel. Pour l irradiation la valeur enveloppe est de l ordre de 20 µgy.h-1, mesurée au contact à l'intérieur de la cuve (opérations de maintenance). Il n a pas été mis en évidence de contamination lors du retrait du bouchon tournant et des dalles support (opérations de maintenance). Risque potentiel présent en présence de graphite irradié : retrait du caisson en graphite boré. Présence d équipements sous tension. Travaux de découpe de la cuve dans l atelier de réduction de volume. Présence de produits inflammables (solvants ). Sans objet. Retrait des dalles du toit et du bouchon tournant. Manutention de la cuve et du caisson en graphite boré. Sans objet (la cuve réacteur est vidangée). Utilisation de solvants (dégraissant, décontaminant ). Démontage des briques de graphite (poussières de graphite). Sans objet Sans objet Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Sans objet. Ensemble des opérations se déroulant sur le toit du réacteur (mise en place du confinement, retrait des éléments ), risque de chute du côté cuve et du côté hall (utilisation de rambardes). Risque de blessures avec les moyens de découpe. Ensemble des opérations se déroulant sur le toit du réacteur, risque de chute du côté cuve et du côté hall (utilisation de rambardes). Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, découpe, éclairage ). Perte du confinement dynamique des confinements (cavité cœur, conditionnement des déchets). Perte d'alimentation des équipements de surveillance radiologique. Perte du confinement dynamique des confinements (cavité cœur, conditionnement des déchets). Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation.

111 II Phase B-3 : Démontage du bouchon roulant et du graphite Fiche de risques Phase B3 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Travaux réalisés en zone contaminante et produisant des déchets nucléaires. Des confinements sont mis en place. Sur l ensemble des étapes de cette phase, il existe un risque d irradiation et de contamination du personnel. En ce qui concerne les débits de dose, celui engendré par la dalle d assise en fonte sera le plus important. Risque potentiel présent en présence de graphite irradié. Présence d équipements sous tension. Présence de produits inflammables (solvants ). Sans objet. Retrait du bouchon roulant. Manutention du graphite, de la dalle en fonte et des déchets. Sans objet. Utilisation de solvants (dégraissant, décontaminant ). Sans objet Sans objet Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Sans objet. Ensemble des opérations se déroulant sur le toit du réacteur (mise en place du confinement, retrait des éléments ), risque de chute du côté cuve et du côté hall (utilisation de rambardes). Risque de blessures avec les moyens de découpe. Ensemble des opérations se déroulant sur le toit du réacteur, risque de chute du côté cuve et du côté hall (utilisation de rambardes). Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, découpe, éclairage ). Perte du confinement dynamique des confinements (face ouest, cavité cœur, conditionnement des déchets). Perte d'alimentation des équipements de surveillance radiologique. Perte du confinement dynamique des confinements (face ouest, cavité cœur, conditionnement des déchets). Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation. 111

112 II Phase B-4 : Découpe du bloc pile et démolition de la sole Fiche de risques Phase B4 112 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Travaux de découpe réalisés dans la zone contaminante du bloc réacteur et produisant des déchets nucléaires. C est lors de cette phase que le risque de dissémination sera le plus important, quand les découpes en zone contaminante auront commencé, et ce, jusqu au retrait de la sole. Des confinements sont mis en place pour les opérations en zone à déchets nucléaires. Risque d exposition externe pour l'ensemble de la phase. Risque d'exposition interne après le début des découpes en zone contaminante. Les découpes et la manutention des gravats ou blocs de béton engendreront des poussières potentiellement radioactives. Sans objet. Présence d équipements sous tension. Lors de la découpe du béton, des échauffements peuvent se produire. Présence de produits inflammables (solvants ). Sans objet. Montage du confinement, mise en place du matériel de découpe. Manutention et contrôle des blocs de bétons. Fuite des capacités d'eau en cas d'utilisation de découpe au câble sous eau. Utilisation de solvants (dégraissant, décontaminant ) et autres produits (colles, résines). Sans objet Utilisation de techniques de découpe et de démolition de béton. Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Sans objet. Pour l ensemble des opérations se déroulant sur le bloc réacteur : dépose et montage des confinements, mise à nu du massif, mise en place du matériel de découpe. Risque de chute après découpage de la sole (utilisation de rambardes). Risque de blessures avec les moyens de découpe. Opérations se déroulant sur le toit du réacteur. Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, découpe, éclairage ). Perte du confinement dynamique des confinements (bloc pile, conditionnement des déchets). Perte d'alimentation des équipements de surveillance radiologique. Perte du confinement dynamique des confinements (bloc pile, conditionnement des déchets). Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation.

113 II Phases C1 à C3 : Assainissement final Fiche de risques Phases C1 à C3 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Travaux (ponçage, écroutage ) réalisés en zone contaminante et produisant des déchets nucléaires. Conditionnement des équipements et outillages (filtre THE, filtre presse, aspirateur de chantier ). Très faible risque d exposition externe pour l'ensemble de la phase. Risque d'exposition interne pendant les opérations d écroutage et de ponçage. Les découpes et la manutention des gravats pourront engendrer des poussières potentiellement radioactives. Conditionnement des équipements et outillages (filtre THE, filtre presse, aspirateur de chantier ). Sans objet. Présence d équipements sous tension. Lors des travaux sur le béton, des échauffements peuvent se produire. Présence de produits inflammables (solvants ). Sans objet. Démontage des confinements. Manutention et contrôle des gravats. Sans objet. Utilisation de solvants (dégraissant, décontaminant ) et autres produits (colles, résines). Sans objet Utilisation de techniques de ponçage, écroutage et rabotage de béton. Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Sans objet. Utilisation de nacelles ou d échafaudages (démontage des confinements, contrôles). Risque de blessures avec les moyens de piquage de béton. Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, découpe, éclairage ). Perte du confinement dynamique des confinements durant la phase d'assainissement. Perte d'alimentation des équipements de surveillance radiologique. Perte du confinement dynamique des confinements durant la phase d'assainissement. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation. 113

114 II Entreposage des déchets et transports Fiche de risques Entreposage des déchets et transports 114 Identification des risques Dissémination de matières radioactives Exposition interne et externe aux rayonnements ionisants Effet Wigner Incendie Explosion Surpression Manutention Inondation interne Chimique Amiante Empoussièrement Électrique Asphyxie Travaux en hauteur Blessures et chutes Perte de l'alimentation électrique Perte de la ventilation Perte des alimentations en fluides : eau, air comprimé Facteurs humains et organisationnels, coactivité Risques externes (séisme, inondation externe, chute d avion ) Malveillance Étapes concernées commentaires Les déchets nucléaires sont conditionnés dans des conteneurs adaptés (big-bags, caissons), limitant ainsi le risque de dissémination. Faible risque d'exposition externe auprès des conteneurs de déchets nucléaires. Les déchets nucléaires sont conditionnés dans des conteneurs adaptés, et l entreposage FA est équipé d une protection biologique. Risque potentiel présent en présence de graphite irradié. Utilisation de véhicules à moteur thermique. Présence d équipements sous tension. Présence de produits inflammables (solvants ). Sans objet. Manutention et contrôle des blocs de béton et des colis de déchets. Sans objet. Utilisation de solvants (dégraissant, décontaminant ). Conditionnement et évacuation des déchets issus du démontage de la cheminée. Sans objet Utilisation d appareils et d équipements sous tension (découpe, éclairage, manutention ). Sans objet. Opérations de chargement (arrimage) et de déchargement des conteneurs sur les véhicules de transport. Manutention, chargement et déchargement des conteneurs. Utilisations de véhicules (chariots élévateurs, camions ). Utilisation d'appareils et équipements sous tension (manutention, éclairage ). Sans objet. Sans objet. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Risque présent en permanence. Conséquences limitées : les matières sensibles (combustible du réacteur) sont évacuées de l'installation.

115 II.3. Analyse des risques 115 La méthodologie de l'analyse des risques est explicitée au paragraphe II.1.4-Méthode retenue pour l analyse de maîtrise des risques. La démarche de sûreté est basée sur l identification et l analyse de tous les risques internes et externes, en utilisant les principes fondamentaux de la sûreté nucléaire. L'analyse des risques détaillée dans ce chapitre a été conduite en plusieurs étapes : Identification des risques et de leurs conséquences potentielles. Analyse des défaillances afin de caractériser : Les moyens de prévention. Les moyens de surveillance, de détection et d'action. Les moyens de limitation des conséquences. Cette analyse a été réalisée en prenant en compte les familles de risques identifiées au chapitre précédent, ainsi que sur le retour d expérience du démantèlement du Réacteur universitaire de Strasbourg (INB 44), qui s est achevé en L expérience acquise sur d autres chantiers de démantèlement menés au CEA a également été mise à profit. II.3.1- Risques d origine nucléaire II Risques de dissémination de matières radioactives De manière générale, les travaux de démantèlement conduisent à ouvrir les barrières de confinement de la radioactivité et à utiliser, entre autres, des moyens de découpe qui peuvent être un facteur de risque de dissémination. En outre, ces travaux peuvent être réalisés à proximité de sources de rayonnements. Le risque d exposition interne du personnel est lié aux risques d inhalation ou d ingestion de radioéléments lors de leur remise en suspension générée par des opérations sur des éléments contenant de la contamination ou lors de découpe d'objets contaminés. Par extension, on associe au risque d exposition interne, celui de contamination externe, provoquée par le dépôt sur la peau, les cheveux ou les vêtements de radioéléments.

116 Le risque d'exposition interne est étroitement lié à celui de la dissémination de matières radioactives. Toutes les opérations à risque de dissémination de matières radioactives sont susceptibles d'être à l'origine du risque d'exposition interne. L'utilisation de barrières de confinement (élément structural définissant les limites physiques d un volume présentant un environnement radiologique particulier) permet de prévenir ou de limiter la dispersion de la contamination radioactive hors de ce volume. Origine du risque 116 Lors de la phase d exploitation du réacteur, aucune rupture de gaine n a été détectée et d une manière plus générale, aucun incident significatif n a entraîné la contamination du personnel ou des locaux. Le risque de dissémination de matières radioactives est donc lié à la dégradation d éléments activés. Il est dû à la présence éventuelle de poussières de graphite ou de béton dans le bloc réacteur, mais aussi aux aérosols générés lors des découpes d éléments activés (béton du bloc réacteur, équipements métalliques). Il est possible de rencontrer de la contamination dans : Le bloc réacteur, lors de la dépose des éléments en graphite activé ou de la découpe d objets activés (béton du bloc réacteur, équipements métalliques). Les différents sas d intervention, les tenues, les outils ayant servi à la découpe des éléments activés. Les colis de déchets nucléaires (découpe de déchets et conditionnements en conteneurs). Mesures de prévention De manière générale, la prévention vis-à-vis du risque de dissémination des matières radioactives repose sur l interposition d'au moins une barrière de confinement statique entre les matières radioactives et le personnel ou l environnement, associée à un confinement dynamique qui est assuré par un système de ventilation. Confinement statique En phase de démantèlement, les composants qui font office de confinements statiques (tuyauterie, cuve, massif béton ) ne jouent plus leur rôle au fur et à mesure de leur retrait ou découpe. Le confinement statique est alors assuré par des barrières de remplacement, évoluant en fonction de l'avancement des opérations, et qui permettent d éviter de mettre en communication zones à déchets conventionnels et zones à déchets nucléaires. Plusieurs types de confinement, recréant une barrière de confinement, peuvent être utilisés : par exemple des sas d intervention (souples ou rigides), ou des manches étanches en vinyle. Dans les zones présentant un risque de contamination important, le confinement statique est complété par un confinement dynamique (ventilation associée à une filtration).

117 Par ailleurs, durant toutes les opérations de démantèlement, le hall réacteur lui-même joue le rôle de barrière de confinement. Confinement dynamique Si nécessaire, un confinement dynamique peut venir renforcer l'efficacité des barrières statiques. Un premier confinement dynamique est constitué par un système de ventilation, mis en place dès l entame du chantier de démantèlement, et qui assure la ventilation dite «d'ambiance» du hall réacteur, et qui est complété par la ventilation des confinements d'intervention. Prévention La prévention des risques de dissémination de matières radioactives et d'exposition interne repose sur les mesures suivantes : 117 Contrôle visuel des éléments activés. Si ces derniers s effritent facilement, les manipulations seront réduites au minimum, et des dispositions particulières pourront être mises en place, comme le vinylage des éléments. Réalisation en priorité des découpes sur les parties conventionnelles, puis sur les parties les moins activées des déchets. Utilisation préférentielle de procédés de découpe générant le moins de poussière possible, complétés par une aspiration à la source. Interposition de barrières de confinement statiques entre la source et l environnement, afin d'assurer la non-dissémination des matières radioactives. Si nécessaire, utilisation d'un confinement dynamique renforçant l efficacité du confinement statique. Protection des chemins de manutention pour éviter la contamination des sols. Protection des équipements de démantèlement. Protection des emballages de déchets pendant leur chargement pour éviter leur contamination externe. Nettoyage et décontamination réguliers des postes de travail, des chemins de circulation et de manutention en cours et en fin d'intervention. Vérification régulière de la non-contamination des sas de déshabillage des intervenants, et mesures de décontamination ou de nettoyage qui en résultent. Évacuation régulière et au plus tôt des déchets conditionnés. Protection des opérateurs par le port d'équipements de protection individuelle (appareils de protection des voies respiratoires, combinaisons, gants ). L'utilisation de confinements dynamiques permet de renforcer l efficacité du confinement statique en orientant le sens de transfert des fuites d air de l extérieur vers l intérieur du bâtiment, et des zones non contaminantes vers les locaux (ou sas d interventions) à risque de contamination.

118 Le confinement dynamique est assuré par le système de ventilation mis en place sur l'installation pour les opérations de démantèlement. Un classement prévisionnel des ventilations des confinements de chantier a été réalisé, en prenant en compte : L'activité massique des composants du bloc réacteur (typiquement moins de 10 4 Bq.g -1 ). Les radio-isotopes présents dans les éléments activés (béton, graphite ), dont le plus pénalisant est l' 152 Eu (avec une LPCA de 210 Bq.m -3 ). 118 De l'activité remise en suspension lors des opérations de démantèlement (découpe, manipulation ) et des coefficients de remise en suspension considérés (typiquement inférieurs à 10-3 ). Des volumes des confinements de chantier. Les calculs réalisés montrent que le nombre de LPCA est dans tous les cas inférieur à 10 en situation normale. Le classement prévisionnel de ces sas (LPCA inférieure à 80) indique qu'ils devront être équipés d'une ventilation dont les niveaux de filtration correspondront à la famille II A. Le système de ventilation et la mise en place de filtres à très haute efficacité permettent : De maintenir les locaux en dépression les uns par rapport aux autres du moins contaminé vers le plus contaminé. L objectif est alors a minima de garantir une circulation préférentielle de l air, des locaux à risques de contamination faible vers ceux à risque plus élevé. D entraîner, le cas échéant, les matières radioactives en suspension (aérosols) vers les filtres. De renouveler l'air des zones de travail. D assurer un complément au confinement statique des composants. Mesures de surveillance et de détection Ces mesures consistent en une surveillance des barrières de confinement et de la dissémination des substances radioactives. La surveillance des barrières de confinement est assurée par : Le contrôle périodique du sens préférentiel de l air, des zones les moins contaminantes vers les zones à risque plus élevé. Le contrôle visuel de l intégrité des confinements avant toute opération en leur sein. Le contrôle périodique du colmatage et de l'efficacité des filtres de la ventilation. La surveillance de la dissémination de substances radioactives est assurée par : Les appareils de surveillance du chantier, disposés au plus près des zones à risque de dissémination, et notamment directement dans les confinements. Les contrôles périodiques de la contamination surfacique des locaux (frottis effectués périodiquement par les personnes qualifiées en radioprotection de l opérateur technique).

119 Les appareils mobiles de prélèvement atmosphérique disposés dans l'installation en fonction des risques identifiés et des opérations réalisées. Les contrôles des entrées et sorties de matériels et déchets (vérification de l absence de contamination). Les contrôles de non-contamination vestimentaire et corporelle des opérateurs, effectués en sortie des confinements d interventions présentant un risque de dissémination de matières radioactives, et en sortie de zone contrôlée. La surveillance des rejets gazeux après filtration (filtre THE) à l émissaire de l installation. Mesures de limitation des conséquences Les mesures permettant de limiter les conséquences d une dissémination incidentelle de matières radioactives sont : 119 L évacuation du personnel, si nécessaire, avec le port d un Appareil de protection des voies respiratoires (APVR). Le balisage de la zone contaminée. La connaissance par les intervenants de consignes spécifiques rédigées pour chaque intervention, en particulier celles relatives à l'arrêt de l intervention concernée par un incident, et à la mise en sécurité des équipements et des installations impliquées. Le maintien du confinement dynamique, même en cas de perte de l alimentation électrique générale. Les moyens d intervention en situation incidentelle et accidentelle (Équipe locale de premier secours, SPR, FLS et SST). Retour d expérience du chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg Sur le chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg (RUS), deux fuites d effluents liquides de sciage à l extérieur du confinement principal ont été constatées : La première suite à un défaut d étanchéité de la structure métallique soutenant le confinement. La seconde à cause d une détérioration du revêtement époxy de protection et d étanchéité, lors d une découpe de bloc au ras de la dalle. Ces deux fuites ont été rapidement détectées, et les surfaces contaminées assainies. Le retour d expérience d autres chantiers similaires (découpe par voie humide) montre que, notamment du fait de la longue durée de ces chantiers (huit mois en 2x8 pour le RUS), la probabilité d occurrence de ce genre d évènements est significative. Une surveillance régulière des abords des confinements, associée à une sensibilisation spécifique des intervenants, permet de répondre à ce risque.

120 II Risque d exposition externe aux rayonnements ionisants Origine du risque Le risque d exposition externe est lié à l activation des structures induite par l'irradiation neutronique suite au fonctionnement du réacteur. Il est donc principalement généré par les briques de graphite, la dalle d'assise du bloc réacteur (fonte), les pièces métalliques (ferraillage, visserie ) et les bétons situés dans la partie centrale du bloc réacteur. Les opérations pouvant entraîner un risque d'exposition externe sont : 120 Le démontage des éléments de la cavité cœur. La reprise des blocs de graphite. Le démontage de la dalle d assise du bloc réacteur en fonte. La découpe et le retrait des bétons situés dans la partie centrale du bloc réacteur. La gestion des déchets radioactifs (conditionnement, entreposage ). Mesures de prévention La prévention de ce risque est basée sur une démarche d'optimisation visant à une réduction aussi basse que raisonnablement possible des doses reçues par le personnel intervenant (démarche ALARA, cf. paragraphe II.1.2-La démarche de sûreté). Gestion des opérations Préalablement aux opérations de démantèlement, une cartographie de la zone d intervention est réalisée de manière à identifier les zones les plus irradiantes. Ceci permet d avoir plus de données d entrées et ainsi minimiser la dosimétrie de l intervention et améliorer les conditions de travail. Dans cette démarche d optimisation, on peut inclure les dispositions suivantes : Préparation de l intervention (optimisation du scénario, établissement d'un DIMR, Dossier d'intervention en milieu radiologique). Mise en place de protections biologiques (de type matelas de plomb). Utilisation de techniques et outils permettant de limiter les temps d'intervention par rapport aux sources potentielles. Travail à distance. Des mesures de débit de dose sont effectuées afin de vérifier l'efficacité des protections biologiques mises en place. Gestion du personnel intervenant et des visiteurs Le personnel intervenant pour le chantier est formé et habilité. Pour les opérations présentant un risque nucléaire, le personnel intervenant est classé en catégorie A ou B.

121 L'interdiction est faite au personnel non habilité à la réalisation des opérations de démantèlement de pénétrer dans les zones dédiées à ces opérations. Les conditions de circulation pour les personnes extérieures au chantier sont clairement définies et imposées. Zonage radioprotection Le zonage radioprotection des zones d interventions évoluera au cours du démantèlement, suivant les risques liés aux opérations. En fonction du prévisionnel des risques, les évolutions du zonage radiologique iront de la zone non réglementée à la zone contrôlée jaune, pour les opérations les plus dosantes. 121 Mesures de surveillance et de détection Le suivi dosimétrique journalier permet de s assurer du respect des limites légales des expositions externes, du suivi dosimétrique précis des opérations et de mener toutes les actions nécessaires afin que les équivalents de dose engagés soient correctement répartis, justifiés et maintenus aussi bas qu il est raisonnablement possible. Les mesures génériques de surveillance du personnel à l exposition externe aux rayonnements ionisants sont basées sur l'utilisation de la dosimétrie individuelle et de la dosimétrie collective. La dosimétrie individuelle repose sur : Le port, par le personnel classé A ou B, d'un dosimètre passif nominatif (dosimétrie passive). Le port, par le personnel, d'un dosimètre opérationnel (dosimétrie active). Le dosimètre actif est obligatoire pour toute intervention en zone contrôlée (agent CEA, agent d entreprise extérieure, stagiaire, intérimaire, visiteur ). Il permet de connaitre en temps réel la dose intégrée. Cette attribution est réalisée en vue, d'une part d anticiper la dose mensuelle d un agent et de veiller au respect des objectifs fixés par l installation, et d autre part pour réagir immédiatement lors d'une situation incidentelle. La dosimétrie collective repose sur : Les mesures de l équivalent de dose absorbée réalisées à l aide de dosimètres (fluorure de lithium ou équivalent) exploités par le responsable radioprotection et les agents de radioprotection de l opérateur technique, qui analysent l ambiance radiologique des locaux de l installation et du périmètre de l installation. Les mesures radiologiques d ambiance réalisées périodiquement par les agents de radioprotection de l opérateur technique sous la responsabilité du responsable radioprotection aux abords du chantier, a minima dès qu une phase présentant un risque d exposition externe a été identifiée.

122 Mesures de limitation des conséquences Les mesures permettant de limiter les conséquences d une exposition externe sont : Le balisage de la zone irradiante. La connaissance par les intervenants des consignes spécifiques rédigées pour chaque intervention, en particulier celles relatives à l'arrêt de l intervention concernée par un incident et à la mise en sécurité des équipements et des installations impliquées. L évacuation du personnel le plus rapidement possible en situation incidentelle et accidentelle. 122 Les moyens d intervention en situation incidentelle et accidentelle (Équipe locale de premiers secours, SPR, Formation locale de sécurité et Service de santé au travail). Retour d expérience du chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg Le retour d expérience du RUS a montré que les effluents de sciage, en emportant des poussières de béton activé, pouvaient être à l origine d une ambiance dosimétrique importante. Il est donc important de filtrer et décanter très régulièrement ces effluents avant de les réutiliser en lubrification. Le volume utilisé sur ce chantier (environ 4 m 3, contraints par le volume de stockage) était faible pour réaliser ces opérations dans de bonnes conditions d efficacité. L estimation de volume retenue pour Ulysse sera donc supérieure, et de l'ordre de 10 m 3. II Risques d exposition interne aux rayonnements ionisants Origine du risque Le risque d exposition interne du personnel est lié aux risques d inhalation, d ingestion ou de contamination (via une blessure) avec des radioéléments lors de leur mise en suspension, générée par des opérations sur des éléments contenant de la contamination, ou lors de découpe d'objets activés contenant des radio-isotopes. De ce fait, le risque d'exposition interne est étroitement lié à celui de la dissémination de matières radioactives. Toute situation présentant un risque de dissémination peut engendrer un risque d'exposition interne. Les opérations et les matières susceptibles d'être à l origine du risque de dissémination de matières radioactives présentées précédemment sont susceptibles d'être à l'origine d un risque d'exposition interne. Ces mesures de prévention, de surveillance et de détection, et de limitation des conséquences sont complétées par les précautions suivantes. Mesures de prévention Le personnel affecté aux opérations possède les qualifications et habilitations nécessaires pour procéder à ce type de travaux.

123 Pour les opérations de démantèlement réalisées en zone contrôlée, le personnel a suivi une formation sur les risques propres au nucléaire : formation CEFRI Prévention des risques niveau 1 (PR1). Le personnel intervenant reçoit de plus une information en radioprotection spécifique aux opérations à réaliser, assurée par le responsable radioprotection de l opérateur technique, au moment de la visite préalable au chantier et pour chaque nouvel arrivant. Celle-ci est complétée par une information complémentaire, spécifique aux interventions identifiées comme étant à risque et donnée notamment dans le cadre de la mise en œuvre des Dossiers d'intervention en milieu radiologique. Cette information indique les mesures à prendre en cas d'incident. Les moyens utilisés pour la préparation des opérations sont choisis pour éviter le plus possible une mise en suspension de la contamination (maintien des sas d interventions les plus propres possible et décontamination régulière, ventilation, aspiration à la source ). 123 Les opérations à réaliser lors des différentes étapes sont préparées en concertation avec le responsable radioprotection. Des dispositions sont définies par le prestataire et validées par le CEA au travers des modes opératoires qui spécifient notamment le type de tenue et les Équipements de protection individuelle (EPI), tels que les Appareils de protection des voies respiratoires (APVR), qui sont préconisés. Ces dispositions sont intégrées dans les Dossiers d intervention en milieux radioactifs qui sont élaborés avant la réalisation des interventions. Des zones d habillage et de déshabillage pour le port des équipements de protection et le contrôle du personnel sont aménagées dans les sas et locaux nécessaires aux opérations. Mesures de surveillance et de détection Des systèmes de détection adaptés aux opérations sont utilisés pour le contrôle de l'exposition interne. Compte tenu de la nature et du niveau d'activité des zones à déchets nucléaires, ainsi que des techniques de démantèlement utilisées, les risques d'exposition interne proviennent : De l'évaporation de tritium et de vapeur d'eau tritiée provenant de la découpe des bétons activés. Des aérosols (émetteurs de rayonnements bêta et gamma) produits lors des opérations de démontage et de découpe des éléments activés. Pour le tritium, l'évaluation des rejets gazeux (réalisée à partir des calculs d'activation du bloc réacteur) conduit à une activité volumique inférieure à 150 Bq.m -3. Cette valeur est plus de mille fois inférieure à la Limite pratique de concentration dans l'air (LPCA) du tritium, égale à Bq.m -3. De fait, l'exposition au tritium conduit à une exposition inférieure à 20 µsv par an. Le suivi des rejets tritium est réalisé, uniquement pendant la durée des travaux de démantèlement, par un barboteur qui piège le tritium et permet de calculer l'activité volumique du tritium dans l'air.

124 Pour les aérosols, des balises de chantier permettant de mesurer l'activité volumétrique au plus près des zones de travail sont utilisées. Ces systèmes ont des seuils d alarme qui sont réglés en accord avec le responsable radioprotection, en fonction des opérations, du type de local et du retour d'expérience. 124 Par ailleurs, à la sortie du circuit d'air, les rejets gazeux après filtration par le filtre à très haute efficacité (THE) sont contrôlés au moyen d'un système de prélèvement atmosphérique à filtre fixe. Pour obtenir des valeurs d'activité mesurables, ce dispositif, qui permet de contrôler l'activité due aux rayonnements bêta et gamma des rejets, réalise un prélèvement en continu avec une mesure différée hebdomadaire (comptage béta) ou mensuelle (composition isotopique béta-gamma). Mesures de limitation des conséquences En cas d alarme donnée par les moyens de surveillance ou par une personne présente, le personnel intervenant dans le cadre du chantier doit appliquer les consignes suivantes : Arrêt immédiat des travaux. Mise en sécurité et évacuation de la zone. La reprise des travaux ne peut s effectuer qu après une analyse des causes de l alarme et autorisation de l installation. Dans le respect des consignes générales de radioprotection, en cas de suspicion d inhalation ou d ingestion de contamination, le personnel est dirigé vers le Service de santé au travail (SST) du Centre de Saclay. II Risque lié à l'effet Wigner Origine du risque L'irradiation neutronique du graphite (structure cristalline hexagonale) par des neutrons rapides provoque le déplacement d'atomes de carbone hors de leur position d'équilibre, créant ainsi des défauts (interstitiels et lacunes). Un faible échauffement du graphite peu alors conduire à une élévation brutale de température qui, en cas de relâchement non contrôlé de l'énergie accumulée, peut conduire à un accident avec combustion du graphite (cas pour la pile n o 1 sur le site de Windscale en 1957). Ce phénomène est connu sous le nom d'effet Wigner. Pour qu il y ait instabilité thermique du graphite due à l effet Wigner, il faut que la double condition suivante soit remplie : Température d irradiation inférieure à 115 C. Fluence neutronique supérieure à 1, n.cm -2 (fluence équivalente graphite).

125 Pour le réacteur Ulysse, le dispositif le plus exposé à l'irradiation neutronique était le réflecteur intérieur en graphite, qui se trouvait au centre de la cuve du réacteur et a été évacué lors des opérations préparatoires. Il constitue le volume de graphite soumis à la fluence neutronique la plus pénalisante. Conditions de températures La température d'irradiation du graphite du réflecteur intérieur est proche de la température ambiante. En effet, à la puissance nominale de 100 kw, l'échangeur de chaleur étant en service, la température de sortie de l'eau du circuit primaire était supérieure de 5 C à la température d'entrée. La température d'irradiation était donc inférieure à 30 C. On notera qu'une température de l'eau du circuit primaire supérieure à 50 C conduisait à l'arrêt automatique du réacteur. La première condition (température inférieure à 115 C) était donc toujours vérifiée lorsque le réacteur est en fonctionnement. 125 Conditions de flux neutronique La fluence en neutrons rapides intégrée par le graphite du réflecteur intérieur peut être déterminée à partir de la connaissance de l'énergie produite depuis le démarrage de l'installation en 1961 (environ 116 MWh cumulés jusqu'en 2007). On notera que l'énergie produite sur les dix dernières années a été faible compte tenu du mode l'utilisation du réacteur (moins de 0,6 MWh par an sur la période ). Lors de la phase d exploitation, et pour une puissance de 100 kw, les calculs de neutronique permettent de déterminer que la fluence équivalent graphite intégrée par le réflecteur intérieur a atteint environ 3, n.cm -2. Cette valeur est très inférieure à celle nécessaire à l'apparition d'instabilités thermiques du graphite (1, n.cm -2 ). Par ailleurs, le réacteur Ulysse est de conception et de caractéristiques très voisines de celles du Réacteur universitaire de Strasbourg (RUS) : les mesures d'énergie Wigner par analyse thermique différentielle, réalisées sur des échantillons prélevés sur le graphite du RUS, ont montré l'absence de risque de relâchements spontanés d'énergie, bien que la fluence totale reçue (tous domaines d'énergies des neutrons confondus) pendant la vie de ce réacteur était vingt-cinq fois plus importante que pour Ulysse. Conclusion Ces éléments permettent de conclure qu'il n'y a pas, pour le réacteur Ulysse, de risque de relâchement spontané d'énergie Wigner pour l'ensemble des éléments en graphite du réacteur.

126 II.3.2- Risques internes d origine non nucléaire II Risque d'incendie Origine du risque L origine interne du risque d incendie est principalement due à : L'utilisation d outillages de découpe par points chauds. La présence de composants électriques sous tension. 126 L'huile présente dans les équipements hydrauliques (bras hydraulique, pont ). Le carburant (gasoil, gaz) présent dans les véhicules de manutention et de travaux. Dans l'objectif de réduire le risque d'incendie, des mesures de prévention, de surveillance et de limitation des conséquences sont prises. Mesures de prévention Mesures relatives au risque de départ électrique Les mesures propres à l'installation sont les suivantes : Les installations électriques sont conformes à la règlementation en vigueur. Des visites réglementaires, initiales et périodiques, sont effectuées par des organismes agréés. Elles font l objet de rapports faisant état des non-conformités constatées et des travaux à réaliser en conséquence. Les équipements électriques sont situés dans des armoires et coffrets métalliques, pour la majeure partie des équipements. Ces équipements électriques sont aussi éloignés que possible des cibles combustibles. Les anciens câbles (classés non C1) faisant partie du maintien des EIS de l'installation ont fait l'objet d'un traitement par enduction d un revêtement intumescent (tenue au feu de 30 min) en Depuis 1997, toute implantation de nouvel équipement est réalisée avec des câbles classés C1. En plus de ces mesures, des dispositions spécifiques sont appliquées aux équipements du chantier : Les appareils et outillages utilisant une source d'énergie électrique sont alimentés par des coffrets de chantier. Ces appareils et outillages sont reliés par des câbles homologués pour le type d'utilisation, avec une section suffisante. Les nouveaux câbles électriques, en particulier ceux équipant les confinements d'interventions ainsi que les moyens nécessaires aux opérations de démantèlement, sont de classe C1, conformément à l arrêté du 31 décembre Les équipements électriques et moyens de manutention présents à l intérieur des confinements sont conformes à la règlementation. Ils font l'objet de contrôles par des organismes agrées.

127 Mesures de prévention relatives aux travaux de démantèlement Lors de l'exploitation du réacteur et à partir de 1994, l'installation a fait l'objet d'une action importante de diminution et de limitation de la densité de charge calorifique. Cette action est poursuivie dans le cadre des opérations de démantèlement. Lors des opérations de démantèlement, le retour d'expérience montre que le risque prépondérant est l'utilisation d'outillage par point chaud. De ce fait, et dans la mesure du possible, l'utilisation d'appareils ne générant pas de point chaud est privilégiée. Par ailleurs, en cas d'utilisation de techniques générant des points chauds, des dispositions sont prises pour limiter la présence de matériau combustible dans la zone d'utilisation. Tout travail nécessitant l utilisation de matériels générant des points chauds fait l objet d une procédure d autorisation (rédaction d un «permis de feu») dont le but est d identifier les risques et d adapter, en conséquence, les mesures nécessaires de prévention, de surveillance et d intervention. 127 La gestion de la charge calorifique d'un local, consistant à estimer la charge calorifique mobilisable dans ce local, est assurée par l'exploitant de l INB. Les zones de travaux par points chauds sont délimitées et aménagées. Les dispositions générales pour les travaux de démantèlement sont les suivantes : Les outils par point chaud sont adaptés aux travaux à réaliser, et ils sont spécifiés dans des modes opératoires rédigés par l'entreprise et validés par le responsable CEA de l'installation. Le sol et l'environnement immédiat sont protégés (plaque métallique, papier ignifuge ). La sectorisation incendie est adaptée en fonction des opérations de démantèlement. Le chantier est régulièrement nettoyé et les matériels combustibles sans emploi ou les produits inflammables sont évacués de façon à minimiser autant que possible la charge calorifique. Les axes de circulation sont maintenus dégagés en permanence afin de faciliter d'éventuelles interventions. L entreposage de matériaux inflammables est interdit ailleurs qu aux endroits prévus à cet effet. Les opérateurs sont formés à la mise en œuvre des outils et sont sensibilisés aux risques générés par les travaux. Ils connaissent les modes opératoires ainsi que la conduite à tenir en cas d'incident. Des moyens individuels de lutte contre l'incendie, tel qu ils auront été définis dans le permis de feu (type d extincteurs, nombre ), sont mis en place, à proximité des accès et des zones de chantier excentrées. En ce qui concerne les confinements, les dispositions de prévention suivantes sont retenues : Utilisation de polyéthylène de classe M1 ou de panneaux de polycarbonate pour la confection des confinements. Utilisation de tenues adaptées pour les intervenants (tenues papier jetable de classe M1).

128 Récupération des résidus de déchets (poussières de graphite ) à réaliser dès le début des opérations de démantèlement. Limitation des charges calorifiques présentes dans les confinements (évacuation régulière des déchets technologiques, limitation de l'entreposage sur le chantier ). Installation de protections thermiques et de réceptacles permettant de collecter les particules de coupe. Utilisation de pare-étincelles ou équivalent, notamment devant les bouches d aspirations des unités de ventilation. 128 Utilisation de préfiltres résistant à l incendie sur les gaines d extraction d air, en amont des ventilateurs de chantier. Une vérification préalable de la présence de matériels ou déchets combustibles est réalisée avant toute opération générant des points chauds (découpes ). Mesures de surveillance et de détection Pour repérer rapidement un début d incendie et limiter sa propagation, la surveillance de l installation est assurée par un réseau de détection et d alarme incendie (système de Détection automatique d'incendie, DAI), avec report au PC FLS. Celui-ci est maintenu en service pendant toute la durée du démantèlement. Il est conforme et fait l'objet de vérifications périodiques. Avant le début de démantèlement, une étude du risque incendie est réalisée afin d'adapter, si nécessaire, le système de détection aux risques générés par les opérations de démantèlement. Cette étude inclut la vérification de l'adéquation de la nature, du nombre et du positionnement des appareils de détection. En tout état de cause, les opérations font l objet d une vigilance particulière. Par exemple, un opérateur du prestataire sera en position de surveillance lors des opérations à risque pour détecter toute anomalie ou tout départ de feu et pour intervenir rapidement. Des rondes systématiques sont effectuées par le personnel après la fin des travaux et en horaire normal, sauf disposition contraire notifiée sur le permis de feu. Afin de ne pas déclencher de fausses alertes lors de travaux par point chaud, les détections incendies sont parfois inhibées. Les modalités d inhibition et de remise en marche des alarmes incendie sont régies par la procédure des permis de feu. Lorsque les détecteurs sont inhibés, le personnel intervenant est présent en permanence sur les lieux de travail par point chaud. Dès leur départ, les opérations par point chaud sont stoppées et les détecteurs sont désinhibés. Mesures de limitation des conséquences Des travaux de sectorisation incendie de l'installation ont été réalisés en 1997 et 1998 : la zone réacteur est séparée par des parois et portes-coupe-feu de la zone périphérique de l'installation. Cette dernière est elle-même séparée du reste du bâtiment 395 par des parois et portes-coupe-feu une demi-heure.

129 Par ailleurs, la limitation des conséquences est assurée par les mesures suivantes : Formation des opérateurs : les opérateurs sont informés sur les règles de sécurité et formés au maniement des moyens d'intervention de premiers secours. Cette disposition permet une action rapide du personnel pendant les heures ouvrables. Information du personnel intervenant sur la localisation des moyens de lutte contre l'incendie lors de la réunion d enclenchement de chaque opération. Mise en place de moyens d'extinction aux différents postes de travail (leur nombre, leur type et leur implantation sont précisés lors d'une étude de poste préalable). Établissement de balisages, consignes et plans, destinés à informer le personnel et à les diriger en cas d'évacuation. Intervention d une Équipe locale de premiers secours (ELPS) et du piquet incendie de la Formation locale de sécurité du Centre : la détection d'un incendie par la DAI ou l'utilisation d'un bouton d'appel entraîne l'intervention immédiate de l'elps, et déclenche l'intervention de la FLS. 129 Réalisation annuelle de deux exercices de sécurité en collaboration avec la FLS, permettant notamment d'acquérir des attitudes reflexe. II Risque d'explosion Origine du risque L origine d une explosion éventuelle peut provenir : Des gaz utilisés par les équipements de découpe ou soudure par point chaud. De l utilisation de produits inflammables servant notamment au dégraissage ou à la décontamination. D un feu se propageant aux appareils sous pression ou aux produits inflammables lors d un incendie. Mesures de prévention Les procédés de découpe à froid sont préférentiellement utilisés. Le respect des conditions d'utilisation des équipements et des produits, conformément aux fiches de données de sécurité, permet la prévention du risque d'explosion. Les quantités de produits susceptibles de produire une explosion sont limitées au strict minimum sur le chantier de démantèlement. Lors de l'utilisation de produits inflammables, il est interdit d'utiliser les procédés de découpe ou de soudure par point chaud dans la zone d'intervention.

130 Mesure de surveillance et détection Les opérations de découpe et soudure, ainsi que l'utilisation de produits inflammables générant un risque potentiel d'explosion sont réalisées par au moins deux opérateurs permettant une surveillance du chantier. Mesure de limitation des conséquences Les conséquences dues à une explosion liée à l'utilisation de gaz et de produits inflammables sont limitées par la faible quantité de produits présents sur le chantier. 130 Les moyens d'alerte sont accessibles et connus du personnel intervenant. II Risque de surpression Origine du risque L origine du risque de surpression provient de l'utilisation de bouteilles de gaz utilisées pour : Les équipements de découpe ou soudure par point chaud. Les contrôleurs de non-contamination mains-pieds utilisant des détecteurs à gaz (mélange azote méthane). Mesures de prévention L utilisation de bouteilles de gaz est soumise à autorisation du responsable CEA de l'installation (plan de prévention particulier, permis de feu). Le nombre de bouteilles de gaz sous pression est limité au strict minimum à l'intérieur de l'installation. Le personnel intervenant est formé et habilité à l'utilisation des bouteilles de gaz et aux outils nécessitant un apport en gaz. Il connaît les modes opératoires et procédures. Les bouteilles et réservoirs font l'objet de contrôles réglementaires de conformité effectués par un organisme de contrôle agréé. Mesure de surveillance et détection Les opérateurs vérifient régulièrement (avant utilisation, vérification du niveau de remplissage) l état des bouteilles de gaz et les équipements. Mesure de limitation des conséquences Les conséquences dues à une surpression sont limitées par la faible quantité de produits présents sur le chantier. Les moyens d'alerte sont accessibles et connus du personnel intervenant.

131 II Risque lié à la manutention Origine du risque Les opérations de manutention sont susceptibles d'endommager, par chocs ou par chutes de charges, soit la charge transportée, soit des équipements survolés considérés comme cibles. Le risque manutention a pour principales origines les opérations suivantes : L'utilisation du pont roulant de six tonnes de charge maximum utile, notamment pour l extraction des internes du cœur (bouchon tournant, dalles de support, cuve ), la manipulation des blocs de béton amovibles et la découpe du bloc réacteur. L'utilisation de moyens d'intervention pour des opérations ponctuelles (portiques, potences, palans, chèvres, table de levage ). 131 Le conditionnement des déchets et l'évacuation des colis de déchets. Les conséquences envisageables les plus pénalisantes d'un incident de manutention seraient : La détérioration d'équipements participant à la maîtrise des risques. La chute et l endommagement d'un colis de déchets, qui pourraient conduire à l'exposition externe ou interne du personnel intervenant. L'endommagement d un confinement de chantier, conduisant à la perte de sa fonction de confinement, pouvant entraîner une exposition externe ou interne du personnel, ainsi qu'une contamination du hall réacteur. Mesures de prévention Le pont roulant de l'installation a été équipé en 2007 d'un palan disposant de systèmes redondants (double câblage et double système de frein de sécurité). Un groupe électrogène, également installé en 2007, permet de secourir le pont roulant en cas de perte de l'alimentation électrique générale. Afin de prévenir le risque lié à la manutention, l organisation du chantier de démantèlement intègre les dispositions suivantes : Interdiction de survol des personnes. Stricte limitation de survol des «zones cibles» : gaines de ventilation, dispositifs de confinement de chantier, zones d entreposage des colis dans le hall réacteur Détermination au préalable des chemins de transit des charges. Par ailleurs, des dispositions associées à chacune des causes les plus probables d un mouvement incontrôlé d une charge manutentionnée par le pont roulant sont établies. Elles sont destinées à prévenir soit une défaillance humaine, soit une défaillance matérielle du pont roulant du hall, des élingues ou des points d ancrage des colis de déchets. Les dispositions retenues, liées à la prévention d une défaillance humaine, sont les suivantes : Aptitude médicale, formation et habilitation des opérateurs.

132 Attention particulière, dans la préparation des séquences, aux conditions de travail (visibilité, optimisation des actions ). Choix techniques simplifiant les opérations (le pont est équipé d'une télécommande ). Identification et application des consignes de sécurité. Accès interdit, aux personnes autres que celles dument désignées, à la zone où ont lieu les opérations de manutention. La zone est balisée en conséquence. Rédaction de modes opératoires de manutention par le prestataire en charge des travaux, validés par le responsable CEA de l'installation. 132 Les dispositions retenues, liées à la prévention de défaillances matérielles, sont les suivantes : Les charges manutentionnées au pont roulant sont maintenues en cas de perte de l alimentation électrique générale. Le pont roulant est alimenté en courant secouru par le groupe électrogène de secours de l installation, permettant ainsi la mise en sécurité de la charge manutentionnée, déposée sur le sol. Le pont et ses organes de sécurité ainsi que les auxiliaires de levage (élingues, manilles, crochets ) font l objet de contrôles réglementaires par un organisme agréé. Les installations électriques alimentant le pont font l objet de contrôles annuels. En cours de manutention, le cheminement des charges s'effectue, autant que possible, près du sol et les vitesses de manutention sont limitées. Les ancrages sont vérifiés en début de chaque séance d utilisation. Les dispositions appliquées en exploitation sont en particulier les suivantes : Le nombre de manutentions est réduit au strict nécessaire. Les zones de travaux sont dégagées, permettant la réalisation des opérations de manutention. Le cheminement de la charge à manutentionner est défini, avant toute opération de manutention. Les opérateurs vérifient l adéquation entre la charge et le moyen de manutention, l adaptation des accessoires de manutention (élingues ), le maintien et la stabilité de la charge avant le transport, l absence de cibles potentielles sous les zones de survol. En cours de manutention, le cheminement des charges s'effectue, autant que possible, près du sol et les vitesses de manutention sont limitées. L'accès à la zone où ont lieu les opérations de manutention, par des personnes autres que celles dûment désignées, est interdit. En dehors des périodes d'utilisation, les équipements de manutention et les appareils de levage sont stationnés en position de garage sûr. Mesures de surveillance et de détection La surveillance des opérations de manutention est essentiellement assurée par le personnel.

133 Les opérations de manutention sont toujours réalisées par un opérateur habilité et une personne qui surveille l opération afin de prévenir une éventuelle collision. Mesures de limitation des conséquences En cas de chute d une charge, une analyse de la situation est réalisée (cartographie, contamination ambiante, état du contenant, localisation des éléments ). La limitation des conséquences, vis-à-vis notamment du risque de dissémination ou d irradiation suite à une chute ou un choc de charge, repose sur les dispositions générales suivantes : Port immédiat d'un APVR par les opérateurs affectés à l opération. Évacuation du personnel hors de la zone où un événement de manutention est survenu. Contrôle radiologique, par le responsable radioprotection ou un agent de radioprotection de l OT, de la zone. 133 Mise en œuvre, si nécessaire, de moyens de lutte contre la dissémination de la contamination. Mise en place de mesures compensatoires temporaires telles que la restriction d accès à la zone. Remise en état, si nécessaire, en cas de dégradation du matériel de manutention. Requalification, si nécessaire, des équipements concernés, par un organisme agréé. La détermination des conséquences radiologiques de la chute d'une brique en graphite ou d'un bloc de béton est réalisée dans la pièce 7, Étude d'impact, de ce même dossier. Cette dernière montre que la chute d'une charge a un impact radiologique très faible pour les opérateurs et non significatif pour le public et l'environnement. Retour d expérience du chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg Sur le chantier du RUS, un incident d endommagement d un sas de confinement (déboitement d un panneau en polycarbonate, sans conséquence radiologique) a eu lieu lors de la manutention au pont roulant d un bloc de béton. L expérience montre que les manutentions d un grand nombre de blocs de béton, d une masse d environ dix tonnes, dans des espaces réduits, sont difficiles. L organisation proposée dans le Plan de démantèlement (pièce 3 de ce dossier) pour la phase B-4 (découpe du bloc pile et démolition de la sole) prend en compte ce retour d expérience : Masse réduite des blocs de béton (entre une et trois tonnes). Volume le plus proche possible de cubes (facilité d équilibrage des charges). Utilisation d un portique sur rail à l intérieur du confinement principal, limitant ainsi les ouvertures et fermetures du confinement, et minimisant les hauteurs de manutention.

134 II Inondation interne Origine du risque Le risque d'inondation interne est lié à l'utilisation d'eau en cas d'utilisation de procédés de découpe au câble et sous eau du béton du bloc réacteur. Pour la découpe des bétons conventionnels, la quantité d'eau (effluents conventionnels) présente sur l'installation sera au plus de l'ordre de quelques dizaines de mètres cubes. 134 Pour la découpe des bétons activés (zone à déchets nucléaires), la quantité d'eau (effluents actifs) présente sur l'installation sera typiquement inférieure à 10 m 3. L'eau de découpe est utilisée en circuit fermé de recirculation avec appoint d'eau. Dans ce circuit, les eaux de découpe transitent dans des cuves permettant de faire décanter les boues de sciages avant réutilisation de l'eau. Le risque d'inondation peut être dû à : Une fuite ou un débordement des cuves du circuit d'eau associées à la découpe au câble. Une défaillance du réseau de circulation en eau associé à la découpe au câble. Il est à noter que le réseau d'eau des sanitaires de l'installation ne se situe pas dans la zone impactée par les opérations de démantèlement. Mesures de prévention L'utilisation d'eau pour la découpe se fait en circuit fermé pour limiter la quantité d'eau nécessaire au démantèlement. Pour la découpe des bétons activés, la quantité d'eau est réduite au strict minimum. Lors de la mise en place du circuit d'eau, la qualité de l'étanchéité des tuyaux et des cuves est contrôlée afin de se prémunir d'une fuite éventuelle. Une vérification d'absence de fluides est réalisée avant toute opération de découpe. Mesures de surveillance et de détection Une vérification d'absence de fluides est réalisée avant toute opération de découpe. Les opérations de découpe sont réalisées sous la surveillance du personnel. Mesures de limitation des conséquences Les cuves du circuit d'eau sont équipées de bacs de rétention permettant de récupérer l'intégralité des volumes en cas de fuite.

135 L'isolement des différentes parties du circuit d'eau (alimentation en eau pour l'appoint, tuyaux de circulation de l'eau de découpe, cuves) permet à tout instant de limiter les conséquences dues à une fuite. Des modes opératoires et procédures indiquent les actions à entreprendre en cas de découverte de fuites. Elles sont connues des opérateurs : en cas de découverte d'une fuite et après avoir isolé les différents circuits, des mesures sont prises afin de procéder à la récupération du liquide et un assainissement est réalisé si nécessaire. Retour d expérience du chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg Sur le chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg (RUS), deux fuites d effluents liquides de sciage à l extérieur du confinement principal ont été constatées : 135 La première suite à un défaut d étanchéité de la structure métallique soutenant le confinement. La seconde à cause d une détérioration du revêtement époxy de protection et d étanchéité, lors d une découpe de bloc au ras de la dalle. Ces deux fuites ont été rapidement détectées, et les surfaces contaminées assainies. Le retour d expérience d autres chantiers similaires (découpe par voie humide) montre que, notamment du fait de la longue durée de ces chantiers (huit mois en partie en 2x8 pour le RUS), la probabilité d occurrence de ce genre d évènements est significative. Une surveillance régulière des abords des confinements, associée à une sensibilisation spécifique des intervenants, permet de répondre à ce risque. II Risque chimique Origine du risque Le risque chimique est lié à : L'utilisation de produits contenant des solvants, tels que produits dégraissants, produits de décontamination et éventuellement résines ou colles. La manipulation des briques de plomb de la cuve à eau Ondine (déchet conventionnel) et des canaux du bloc réacteur (déchet nucléaire). La manipulation du rideau de la cuve à eau Ondine (déchet nucléaire), qui contient du cadmium. La manipulation des briques de graphite de la cavité cœur (déchet nucléaire), en raison de la dispersion possible de poussières de graphite. Pour les produits contenant des solvants, les quantités nécessaires ainsi que la forme de ceux-ci sont établies au début du démantèlement et sont mises éventuellement à jour pendant les opérations. Les risques induits seront précisés en fonction des produits utilisés.

136 Mesures de prévention Généralités Des consignes et modes opératoires liés à l'utilisation des différents produits chimiques sont clairement définis et respectés par les intervenants en charge des opérations. Les quantités sont limitées au strict minimum pour la réalisation des opérations. Les produits utilisés sont clairement identifiés (étiquetage définissant l identification du produit et des risques associés). 136 La fiche de données de sécurité des produits considérés est respectée. Elle comporte les renseignements nécessaires à la prévention et à la sécurité lors de l'utilisation de produits dangereux. Les différentes rubriques de cette fiche permettent d'identifier le produit concerné et de connaître : Ses propriétés physico-chimiques. Ses principales propriétés toxicologiques. Les précautions de stockage, d'emploi, de manipulation, d'élimination ou de destruction. Les mesures à prendre en cas d'accident. Le personnel est formé aux risques chimiques, il connaît les procédures à suivre en cas d'incident ou d'accident (éclaboussures, renversement, fuite ). Un avis est donné par l installation avant toute utilisation de nouveau produit. Les produits sont entreposés conformément aux dispositions prévues par l arrêté du 31 décembre 1999 dans un lieu spécifique, prévu à cet effet. Plomb et Cadmium Dans le cadre du démantèlement, les risques liés au plomb et au cadmium proviennent uniquement de leur manipulation. Le port de gants de protection et de vêtements de travail permettra d'éviter le risque accidentel d'ingestion de plomb et cadmium après la manipulation (mains et vêtements sales). Graphite Les briques de graphite classées déchets nucléaires sont démontées et manipulées sous confinement avec port d'un Appareil de protection des voies respiratoires (APVR) muni d'une cartouche filtrante, permettant d'éviter l'inhalation de poussière de graphite. Mesures de surveillance et de détection La surveillance est assurée par le personnel réalisant les interventions pendant les heures ouvrables. Cette surveillance peut être complétée par les visites régulières sur le chantier du personnel en charge de la sécurité dans l installation ou sur le Centre de Saclay.

137 Mesures de limitation des conséquences Les mesures suivantes sont appliquées afin de limiter les conséquences de l'utilisation de produits chimiques : Les produits chimiques sont entreposés à l'intérieur d'un local prévu à cet effet. La manipulation et l utilisation des produits chimiques sont réalisées par du personnel formé, habilité et autorisé (par l'établissement d'une fiche de poste et de nuisances), avec le port d'équipements de protection individuelle adaptés. Les moyens d'alerte sont accessibles et connus du personnel intervenant. En cas d'incident ou d'accident, l'équipe locale de premier secours intervient immédiatement, suivie par la FLS. 137 II Risque amiante Origine du risque Les fibres d'amiante sont cancérigènes : le risque de dispersion dans l'air de fibre d'amiante est présent lors des opérations de découpe, de retrait et d'ensachage d'éléments amiantés. Le Dossier technique amiante (DTA) du bâtiment 395 a été mis à jour fin Il fait l'inventaire des composants amiantés de l'inb 18, à savoir : Les dalles de sol plastique du rez-de-chaussée de l'installation, pièces 48, 49, 52, 52A, 52B, 53 et 54A (classées ZSRA). Les dalles de sol plastique de la zone bureaux au premier étage, pièces 153, 155, 156, 157, 158, 159 et 160 (classées ZSRA). La cheminée du circuit d'air (classées ZSRA), en fibrociment, présente de l'amiante dans sa forme liée. Le sol plastique du rez-de-chaussée commençant à présenter des signes de dégradation en 2006 (décollage de dalles), les dalles de sols ont été retirées et remplacées par un revêtement neuf en Ce remplacement permettra de faire circuler du matériel lourd dans cette zone sans induire de risque amiante. Le sol plastique de la zone bureaux est en bon état et situé dans la zone périphérique du réacteur, en ZSRA. Cette zone n'étant pas concernée par les travaux de démantèlement et d'assainissement, le sol plastique de la zone bureau sera traité lors du réaménagement de l'installation après son déclassement. La cheminée du circuit d'air, implantée en aval du filtre très haute efficacité, est classée ZSRA. Elle sera démontée dans la phase A-2 du chantier, dans le cadre d un chantier amiante. En cas de suspicion, lors des opérations de démantèlement, de présence de matériaux amiantés, des prélèvements et analyses seront réalisés. En cas de risque avéré, les dispositions de prévention décrites ci-après seront appliquées.

138 Mesures de prévention Les mesures de prévention du risque amiante sont identiques aux mesures prises contre la dissémination des matières radioactives causée par les travaux de dépose et de découpe, à savoir des mesures basées sur un confinement de la matière au plus près de la source d'émission. 138 La découpe, la dépose et le conditionnement seront réalisés dans le respect de la règlementation en vigueur pour les travaux en présence d amiante (notamment la rédaction d un plan de retrait), et conformément à la recommandation R378 du Comité technique national des industries du bâtiment et des travaux publics. Mesures de surveillance et de détection Avant d'entreprendre des travaux de démantèlement, des mesures appropriées (prélèvements) pour identifier les matériaux présumés contenir de l'amiante sont réalisées. Si nécessaire, des prélèvements d'air ambiant peuvent être réalisés afin de s'assurer du bon confinement des fibres d'amiante. Ces prélèvements d'atmosphères sur les lieux de travail sont réalisés de façon ambulatoire, c'est-à-dire que l'appareil de prélèvement est porté, préférentiellement, par le travailleur exposé. Les mesures sont effectuées, en application de la recommandation R378, soit en continu, soit en plusieurs fois, lorsque le travailleur occupe successivement dans sa journée de travail plusieurs postes et subit de ce fait des expositions de niveaux différents (une mesure par poste de travail concerné). Mesures de limitation des conséquences Les conséquences éventuelles de la dispersion de fibres d'amiante sont limitées par les dispositions préconisées par la recommandation R378, et notamment le port d Équipements individuels de protection adaptés. En cas de contamination à l'amiante, la médecine du travail est immédiatement alertée. II Risque lié à l empoussièrement Origine du risque Les opérations de démolition de structures de génie civil et de béton, notamment à l aide de moyens lourds comme la démolition à l aide de brise-roches hydrauliques ou de pinces à béton, peuvent générer des quantités importantes de poussières au poste de travail. Rappelons que, hors problématique amiante, analysée par ailleurs, les valeurs limites d exposition professionnelle pour les poussières réputées sans effet spécifique sont de 10 mg.m -3 en concentration moyenne pour les poussières totales, et 5 mg.m -3 pour les poussières alvéolaires (partie susceptible de se déposer dans les alvéoles pulmonaires) : article R du Code du travail.

139 Dans le cas où ces poussières peuvent avoir d autres effets, il peut exister des valeurs plus basses, notamment pour les poussières contenant de la silice cristalline (par exemple 0,1 mg.m -3 dans le cas de poussières alvéolaires de quartz). La littérature disponible sur le sujet montre que, lors d opérations de démolition avec des outillages lourds ou portatifs, les concentrations moyennes mesurées sur des chantiers représentatifs sont inférieures ou au maximum du même ordre de grandeur que ces valeurs limites règlementaires : typiquement de l ordre de un à quelques milligrammes par mètre-cube. Ces valeurs sont cependant fortement dépendantes des types d opérations et des outils utilisés, les activités entrainant le plus de remise en suspension de poussière étant les opérations de ponçage ou de rabotage. De même, la réalisation de travaux dans un environnement confiné, ce qui sera le cas sur ce chantier, les démolitions ayant majoritairement lieu dans le hall réacteur, augmente ces valeurs moyennes d'exposition. 139 Mesures de prévention Afin de limiter au maximum les taux d empoussièrement, des mesures de prévention prioritairement collectives seront mises en place lors des chantiers à risque d émission de poussière de béton : Utilisation de dispositifs de captation des poussières à la source, si possible intégrés aux outillages (la bibliographie indique une diminution des concentrations d un facteur de l ordre de 4 en utilisant de tels dispositifs). Mise en place de confinements souples et restriction des zones de travail. Maintien en propreté du chantier (par aspiration et nettoyage régulier). Réduction du nombre d intervenants exposés, et diminution du temps d exposition. Éventuellement, utilisation de procédés d aspersion (techniques de travail dites «à l humide»). Des équipements de protection individuelle seront également utilisées (a minima demi-masques équipés de filtres anti-poussières P2, ou appareils filtrants à ventilation assistée de type TMP2), associés à des combinaisons de travail de type «Tyvek». Mesures de surveillance et de détection Si nécessaire, des mesures de l efficacité des dispositions de prévention énumérées ci-dessus seront effectuées à l aide d instruments de mesure de type photomètre. Mesures de limitation des conséquences Les conséquences éventuelles du risque d empoussièrement seront limitées par : Le confinement des zones de travail, par ailleurs balisées et soumises à des restrictions d accès. Le port d Équipements de protection individuelle par le personnel intervenant.

140 II Risque électrique Origine du risque Le risque électrique (ou risque d'électrisation) existe lors des opérations de dépose des alimentations électriques, ainsi que lors de la mise en place d'alimentations électriques pour le chantier. 140 À ce risque direct s'ajoute le risque de déclenchement d'un incendie dans le périmètre de l installation qui peut avoir des conséquences radiologiques. Pour l ensemble des phases du chantier de démantèlement, des appareils sous tension sont utilisés. Du fait de la présence de confinements, d emballages ou autres déchets technologiques, la densité de charge calorifique peut être assez importante, et les appareils électriques peuvent fournir la source d ignition permettant le départ d un incendie. Les causes d un départ d un incendie électrique sont nombreuses : Échauffement (effet bobine). Court-circuit, explosion d un composant. Création d un arc électrique Mesures de prévention Sur le chantier, les appareils électriques utilisés sont conformes à la législation en vigueur. Ils sont raccordés sur une alimentation de chantier, dimensionnée pour la puissance à délivrer en fonction des appareils utilisés. Cette alimentation de chantier est raccordée, par du personnel qualifié et habilité, au réseau électrique fourni par l exploitant. La prévention du risque électrique repose par ailleurs sur : La fermeture à clef des armoires électriques. Une habilitation du personnel intervenant adaptée aux risques électriques. L'application de la réglementation relative à la protection des travailleurs au regard des risques électriques. La protection des armoires de puissance par des disjoncteurs différentiels avec un calibrage adapté. La protection des prises de courant par des disjoncteurs différentiels réglés à 30 ma. L'assurance de la bonne consignation électrique (vérification de l absence de tension) lors des interventions sur du matériel électrique. Le respect des distances de sécurité. Le port d Équipements de protection individuels adaptés : gants, masque, chaussures, tapis, tabourets isolants Les contrôles périodiques réglementaires des alimentations et appareils électriques.

141 L isolation des câbles en fonction des risques des locaux ou de la zone de l installation (présence d eau, de poussières, de produits chimiques ). L'utilisation préférentielle de matériel électrique à double isolation et alimenté en basse tension de sécurité. Mesures de surveillance et de détection Les personnes de l installation en charge de la sécurité vérifient que les contrôles réglementaires sont effectués et qu ils ne montrent aucune anomalie. En ce qui concerne la détection, de la même manière que pour le risque incendie, elle est assurée par le personnel qui réalise les interventions pendant les heures ouvrables. Mesures de limitation des conséquences 141 Les conséquences éventuelles du risque électrique seront limitées par : Le port d Équipements de protection individuelle par le personnel intervenant. L intervention des services de secours du centre (SPR si risque de dissémination de contamination et FLS en cas de blessure, départ de feu ). II Risques d'asphyxie Origine du risque L'air est composé principalement d'azote et d'oxygène dans des proportions précises. La diminution du taux d'oxygène, dans la composition de base de l'air, entraîne le risque d'anoxie. La zone sûre est comprise dans une fourchette allant de 19 à 23% d'oxygène. En dessous de 19% d'oxygène, des troubles sont décelables, et en dessous de 17% d'oxygène des troubles graves apparaissent. Lors du démantèlement, un risque potentiel d'asphyxie est présent lors des travaux réalisés au fond de la cavité de la piscine (-4 mètres), dans les fosses techniques et dans la galerie sous cuve, pour la réalisation de travaux prolongés en absence d'une ventilation de ces cavités. Ce risque n'a pas de conséquences radiologiques. Mesures de prévention La limitation du risque d'anoxie durant les opérations réalisées au fond de la cuve de la piscine peut être assurée par la mise en place d'une soufflerie assurant le renouvellement de l'air. Mesures de surveillance et de détection La surveillance et la détection du risque d'anoxie durant les opérations réalisées au fond de la cuve de la piscine sont assurées par :

142 Le port d'un oxygènomètre. Le travail a minima en binôme avec un opérateur situé hors de la cuve. Mesures de limitation des conséquences Les conséquences éventuelles du risque d'asphyxie sont limitées par : La présence d'un opérateur en binôme qui peut donner l'alerte et porter les premiers secours. 142 L intervention de l'équipe locale de premier secours et des services de secours du Centre (FLS et service médical). II Risques liés aux travaux en hauteur Origine du risque Le risque de chute lié aux travaux en hauteur est présent dans de nombreuses étapes du chantier, et notamment pendant les travaux sur le toit pile. Ce risque n'a pas de conséquences radiologiques. Mesures de prévention La prévention des risques liés aux travaux en hauteur est assurée par les dispositions suivantes : Mise en place de garde-corps et de points d ancrage de harnais. Échafaudages réalisés conformément aux règles de la législation en vigueur et réceptionnés, avant toute utilisation et après toute modification. Opérateurs formés et habilités à l utilisation de nacelles élévatrices. Échelles portables exclusivement utilisées pour accéder à un niveau supérieur à défaut d escalier ou d échelle fixe. Leur mise en place respecte les règles de sécurités suivantes : L échelle repose sur des supports stables et résistants. L échelle est, soit fixée dans la partie supérieure ou inférieure de ses montants, soit maintenue en place au moyen de tout dispositif antidérapant ou toute autre solution d efficacité équivalente. L échelle doit dépasser d au moins un mètre le niveau d accès. Conception des postes de travail et des déplacements limitant les risques de chutes. Interdiction du travail isolé. Mesures de surveillance et de détection La surveillance est assurée par les visites de sécurité réalisées par le personnel de l'installation ou les services du Centre. En ce qui concerne la détection d un accident, elle est assurée par le personnel réalisant les interventions pendant les heures ouvrables. Sur l ensemble du chantier de démantèlement, les opérateurs ne seront jamais isolés.

143 Mesures de limitation des conséquences Les conséquences éventuelles d'un accident dû à un travail en hauteur sont limitées par : L'utilisation d'équipements de chantier (échafaudage ). Le port d Équipements de protection individuelle par le personnel intervenant (harnais de sécurité, casque ). La présence d'autres opérateurs qui peuvent donner l'alerte et porter les premiers secours. L intervention d'un membre de l'équipe locale de premier secours et des services de secours du centre (FLS et service médical). II Risque blessure et de chute 143 Origine du risque Les risques de blessure concernent l'ensemble des risques génériques liés à des travaux de chantier et de bureau. Ils incluent notamment les risques de chute de plain-pied et les risques de coupure liés à l'utilisation d'outillages et d'équipements. De manière plus spécifique au démantèlement du réacteur Ulysse, l'utilisation de techniques de découpe au câble peut conduire à un risque de blessure (voir ci-après le retour d'expérience du chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg). Le risque de chute concerne les travaux de démontage des équipements qui sont réalisés en bord de trappes, fosses ou trémies. La configuration de l installation, notamment l exiguïté des fosses techniques et leur accès par des échelles fixées au mur, augmente l'occurrence d'un risque de chute. Par ailleurs, le démontage de certains éléments entraîne la création de cavités ou orifices qui peuvent conduire à un risque de chute de plain-pied (par exemple lors du démontage du muret de la piscine, des cimetières, ou après le retrait des dalles de la cavité cœur). Ces risques peuvent avoir des conséquences radiologiques pour les opérateurs dans le cas où une blessure (coupure par exemple) pourrait conduire à un risque d'exposition interne. Mesures de prévention La prévention du risque de blessure est assurée par : L'utilisation d'outillages et équipements conformes à la législation en vigueur, ayant fait l'objet des contrôles réglementaires et en bon état de fonctionnement. La formation, et si nécessaire l'habilitation, des opérateurs à l utilisation des outillages et équipements. Le port d'équipements de protection individuels adaptés : gants, lunettes, chaussures de sécurité, casque Le maintien de l'état des zones de travaux (zone dégagée, balisage, limitation de l'accès ).

144 La prévention du risque de chute est assurée par les dispositions suivantes : Des garde-corps et des points d ancrage de harnais sont installés en début d intervention. Les zones à risques sont balisées. Les premières opérations de démantèlement visent à créer de la place afin de faciliter les mouvements et déplacements. Des platelages sont mis en place dès que des orifices ont été créés (piscine, cimetières). 144 L accès du personnel aux fosses techniques se fera autant que possible par l intermédiaire de l escalier dans le hall réacteur menant à la fosse centrale. Mesures de surveillance et de détection La surveillance est assurée par les visites de sécurité réalisées par le personnel de l'installation ou les services du Centre. En ce qui concerne la détection d un accident, elle est assurée par le personnel réalisant les interventions pendant les heures ouvrables. Sur l ensemble du chantier de démantèlement, les opérateurs ne seront jamais isolés. Mesures de limitation des conséquences Les conséquences éventuelles des risques de blessures et de chutes sont limitées par : Le port d Équipements de protection individuelle par le personnel intervenant (gants, lunettes, chaussures de sécurité, casque ). La présence d'autres opérateurs qui peuvent donner l'alerte et porter les premiers secours. L intervention de l'équipe locale de premier secours, du service de radioprotection (en cas de suspicion de contamination) et des services de secours du centre (FLS et service médical). Retour d expérience du chantier du Réacteur universitaire de Strasbourg Un accident du travail avec arrêt est survenu sur le chantier du RUS, suite à la rupture d un câble de sciage et la projection d un diamant sur un opérateur travaillant dans le hall pile. Cet accident a été déclaré par l exploitant à l ASN, à la Préfecture et à la CPAM par le prestataire. L analyse a montré que l opérateur avait respecté les consignes de sécurité et se trouvait hors du périmètre de sécurité correspondant au fouettement du câble en cas de rupture, et que la rupture du câble et la projection qui a suivi étaient liées à la découpe d un béton spécial (béton dit «riblonné», contenant des disques métalliques en complément des agrégats habituels). Suite à cet évènement, l entreprise en charge des travaux a adopté les mesures suivantes : Installation de capotages métalliques sur les traits de scie. Écran de protection métallique pour le pilote de la scie. Interdiction d accès au hall pile à toute personne extérieure à l opération pendant le sciage.

145 Nouvelle sensibilisation des équipes aux risques de l outil. Tout ou partie de ces dispositions pourront être mises en place pendant les opérations de sciage d Ulysse pouvant présenter des risques particuliers, bien que cette installation ne contienne pas de béton «riblonné». II Risques liés à la perte de l'alimentation électrique Origine du risque La perte de l'alimentation électrique normale de l'installation a pour conséquences dans le cadre du chantier de démantèlement : La perte de la ventilation principale et des confinements. 145 La perte de la disponibilité du pont de manutention de l installation. La perte de la surveillance radiologique. Dans l'objectif de limiter les risques liés à la perte de l'alimentation électrique, des mesures de prévention, de surveillance, de contrôle et de limitation des conséquences sont prises. Mesures de prévention Les équipements et installations électriques sont conformes aux normes et règlementations en vigueur. Ils font l'objet de contrôles dans le respect des Contrôles et essais périodiques (CEP) et des opérations de maintenance, présentés dans les Règles générales de surveillance et d entretien (RGSE) qui constituent la pièce 10 de ce dossier. L'installation est alimentée en fonctionnement normal par le réseau électrique général. Elle ne dispose pas d un réseau prioritaire. En cas de coupure du réseau général, l'installation dispose d équipements (groupe électrogène et batteries) permettant de secourir de façon automatique certains organes du réacteur : Le pont roulant. Le système de ventilation. L éclairage du hall réacteur. Les systèmes de contrôle des rejets gazeux de l'installation : Système de prélèvement à filtre fixe pour la surveillance des aérosols (émetteurs β et γ) Système de mesure du tritium à barboteur, uniquement pendant les travaux de démantèlement. Par ailleurs, le réacteur dispose d un moyen de raccordement permettant de secourir l ensemble de la distribution électrique de l installation au moyen d un groupe électrogène mobile fourni par le Centre. Enfin, l installation est protégée contre la foudre par le réseau de paratonnerres installés sur le Centre de Saclay.

146 Mesures spécifiques aux opérations de démantèlement En cas de perte de l'alimentation électrique, les opérations sont arrêtées, et les modes opératoires et procédures définissent, pour chaque étape, la conduite à tenir et les actions à réaliser. Par ailleurs, la ventilation des confinements est alimentée en secouru par le groupe électrogène de l'installation ou par un dispositif complémentaire. Mesures de surveillance et de détection 146 Les mesures de surveillance et de détection de la perte de l'alimentation électrique sont assurées par le personnel de l installation pendant les heures ouvrables. En dehors des heures ouvrables, la détection de la perte de l'alimentation électrique repose sur le report du défaut au PCS de la FLS via une alarme fonctionnelle. Mesures de limitation des conséquences En cas de perte de l'alimentation électrique, les mesures qui permettent d'en limiter les conséquences sont : L'arrêt des opérations de démantèlement. La connaissance par les intervenants des consignes de mise en sécurité du chantier. Le pont roulant dispose d'un frein à manque de courant, maintenant en position sûre les charges manutentionnées. La reprise du pont par le réseau secouru permet ensuite la mise en sécurité des charges manutentionnées. La reprise de la ventilation principale et des confinements de chantier par une alimentation de secours. La reprise des systèmes de surveillance radiologique assurant le suivi des rejets gazeux par une alimentation de secours. II Risques liés à la perte de la ventilation La perte de la ventilation peut avoir pour origine : Une perte de l'alimentation électrique. La défaillance d'un équipement (rupture de courroies, défaut thermique, défaut mécanique ). Une action sur un arrêt d'urgence. Cette perte de ventilation a pour conséquences : L'arrêt de la ventilation du hall réacteur. L'arrêt des ventilations des confinements. L'arrêt du rejet aux émissaires.

147 Mesures de prévention Les mesures de prévention reposent sur une maintenance préventive systématique, associée à des contrôles périodiques. Ces contrôles sont détaillés dans les Règles générales de surveillance et d'entretien de l installation (pièce 10 de ce dossier). En cas de perte ou d'arrêt de ventilation des confinements ou de la ventilation principale, les agents sont prévenus par un signal sonore. Les opérations sont arrêtées, et les modes opératoires et procédures définissent, pour chaque étape, la conduite à tenir et les actions à réaliser (mise en sécurité, évacuation ). Mesures de surveillance et de détection La surveillance et la détection de la perte de la ventilation principale et des confinements de chantier reposent sur le report du défaut au niveau de l'installation (signal sonore), en heures ouvrables, et au PC de la FLS via une alarme fonctionnelle, en heure non ouvrable. 147 Mesures de limitation des conséquences En cas de perte de la ventilation, les opérations de démantèlement sont arrêtées. En fonction du risque, le personnel présent sur l'installation s'équipe d'un Appareil de protection des voies respiratoires afin de mettre en sécurité l'installation, avant évacuation. On notera qu un confinement statique (vinylage des éléments activés ) est associé, dès que cela est possible, à un confinement dynamique. En cas de perte du confinement dynamique, l intégrité du confinement statique permet de contenir et de limiter la dissémination de matière radioactive. II Pertes des alimentations en fluides : eau et air comprimé La perte de l'alimentation en eau et air comprimé nécessaire à certains équipements pourrait conduire à leur dysfonctionnement. Dans le cadre de l'analyse réalisée dans ce document, compte tenu du prévisionnel des équipements utilisés pour le démantèlement, nous n'avons pas identifié de risque associé à la perte en alimentation en eau et en air comprimé (cf. les fiches de risque). On notera notamment que, lors d'opérations de découpe sous eau, les opérations sont réalisées avec un circuit d'eau en circuit fermé non impacté par une perte d'alimentation en eau. En cas d'utilisation d'équipements spécifiques nécessitant une alimentation en eau ou en air comprimé, une analyse de maîtrise des risques sera réalisée afin que des mesures de prévention, de surveillance, de contrôle et de limitation des conséquences soient prises. II.3.3- Risques liés aux facteurs humains et organisationnels La prise en compte des Facteurs humains (FH) consiste à étudier l impact de l intervention de l homme sur la sûreté de fonctionnement des systèmes.

148 Dans ce cadre, des dispositions en place sur l installation permettent de prévenir, détecter et limiter les conséquences des défaillances humaines. Ces dispositions relatives à la prise en compte des facteurs humains concernent d une part les dispositions d organisation générale et, d autre part, les dispositions spécifiques aux activités humaines sensibles pour la sûreté. Ces dispositions tiennent compte des situations particulières de l installation lors de la phase de démantèlement. II Dispositions d organisation générale relatives aux facteurs humains 148 Les dispositions d organisation générale relatives aux facteurs humains visent à prévenir, détecter et limiter les conséquences d une erreur humaine. Les compétences, les effectifs, les dispositifs techniques, l environnement de travail et les aspects relatifs aux changements de personnel sont analysés afin de limiter le risque de défaillances humaines. Gestion des organisations de travail Les organisations de travail sont décrites dans des notes d organisations qui concernent le personnel CEA (y compris délégataires ou représentants), ainsi que le personnel des entreprises intervenant lors du démantèlement. En cas de modifications ayant un impact sur l organisation, celles-ci sont établies et validées avec le personnel concerné. En outre, dans le cadre du management de la sûreté, les dispositions suivantes sont mises en œuvre : L exploitant et les autres acteurs du projet de démantèlement, dont le personnel intervenant, se réunissent régulièrement. L exploitant s assure que les travaux se déroulent de la manière dont ils ont été prévus et autorisés. Le retour d expérience des évènements est pris en compte dans les documents de sûreté. Gestion des compétences D une manière générale, un plan de formation est établi une fois par an. Il prend en compte les évolutions dans l attribution des tâches. La gestion des compétences s appuie sur les modalités suivantes : La présence de personnel formé et dûment habilité, ainsi que l encadrement du personnel moins expérimenté. La formation in situ, en adéquation avec les risques présents dans les situations de travail concernées, est systématiquement réalisée pour toute nouvelle personne intégrant l installation.

149 Cette formation permet de présenter au nouvel arrivant l organisation, les règles de travail sur l installation, la documentation relative au poste de travail et les règles de sécurité et de radioprotection à respecter. Le suivi de formation de recyclage, en application de la réglementation. Le maintien autant que possible des équipes en place sur la durée du chantier, en aménageant des périodes de recouvrement en cas de changements. Gestion de la documentation et des dispositifs techniques La conception de la documentation opérationnelle est réalisée en concertation avec les opérateurs concernés, et elle est validée par eux et la hiérarchie avant mise en service. Des modalités de gestion des modifications de la documentation permettent de prendre en compte les éventuelles difficultés de mise en application de la documentation. 149 De la même façon, les modifications majeures concernant les dispositifs techniques sont examinées au préalable, d un point de vue sûreté et facteurs humains. Cet examen intègre l analyse des opérations sensibles et les défaillances humaines potentielles associées. Il permet la mise en place de dispositions de prévention, de surveillance et de limitation des conséquences. Les exigences Facteurs humains, mises en évidence par ces analyses, concernent notamment l organisation des activités (acteurs concernés, répartition des rôles et des tâches, etc.), les compétences et effectifs requis, la formalisation des modes opératoires et procédures, la préparation des équipes vis-à-vis des risques spécifiques (séances de sensibilisation, formation, essais à blanc) et l application des normes ergonomiques. Cette démarche est formalisée et réalisée en concertation avec les opérateurs de terrain concernés par les modifications. La documentation opérationnelle est accessible par tous dans le registre de sécurité de l'installation. Les modifications importantes de l environnement de travail (locaux, ambiances physiques) sont réalisées en prenant en compte l activité de travail effectif et les normes ergonomiques correspondantes. Gestion de la sous-traitance Dans le cadre du démantèlement de l installation, les opérations de démantèlement sont menées par une entreprise sous-traitante. Le responsable CEA de l'installation, assure la surveillance et le bon déroulement de l'ensemble du chantier, en liaison avec le représentant de l opérateur technique. L'entreprise sous-traitante prend en compte les exigences de sûreté, sécurité et qualité de l'installation, décrites dans les analyses de sûreté et de sécurité. Ses procédures et modes opératoires sont validés par l'installation. À ce titre, les analyses de sûreté intègrent la démarche d analyse des activités sensibles pour la sûreté, telle que spécifiée par le CEA.

150 Le responsable CEA de l'installation s assure que le personnel est formé et habilité, en adéquation avec la nature des travaux. Pour l utilisation de certains appareils de l installation, comme le pont roulant, le responsable CEA de l installation délivre une autorisation d utilisation. Pour les aspects radioprotection, le personnel intervenant suit une formation adaptée au poste de travail. II Gestion de la coactivité 150 La présence de plusieurs personnes sur une même installation ou la réalisation simultanée d'opérations peut être source d'accidents. Une gestion de ces situations est réalisée de la manière suivante : Lors d'une intervention, les entreprises intervenantes procèdent à une analyse commune des risques pouvant résulter de l'interférence entre les activités, les installations et les matériels. Les résultats de cette analyse servent à l'élaboration d un Plan de prévention, conformément au décret n o du 20 février 1992, qui fixe les prescriptions particulières d'hygiène et de sécurité applicables pour chacune des entreprises et permet, lors de la préparation des travaux, d identifier les dispositions permettant de réduire les risques dus à la coactivité. Les visites de chantier et les réunions régulières de planning avec les intervenants et les chefs de chantier permettent une meilleure répartition des tâches et de l espace, au fil de l avancement des opérations de démantèlement. Chaque opération a un périmètre bien défini, sous forme d'étapes, et chaque nouvelle étape commence lorsque la précédente est finie (définition de points d'arrêt le cas échéant). Les cheminements distincts et proprement définis des matériels, des déchets et du personnel, assurent l'absence d'interaction entre ces activités. Les contrôles et essais périodiques sont réalisés en application des RGSE et procédures qui définissent l'état de l'installation pour leur réalisation (arrêt des opérations de démantèlement, mise en position sûre ). Ils font l'objet d'une programmation qui est diffusée lors des réunions de chantier. II.3.4- Risques externes II Séisme La région parisienne n est pas le siège d une sismicité notable. Cependant, les courbes isosismiques mettent en évidence dans le Bassin parisien une très faible décroissance de l'intensité avec la distance : la région parisienne pourrait subir des effets non négligeables de séismes lointains. L'étude sismique du Centre de Saclay, reprise dans la pièce 7 de ce dossier (Étude d impact) montre que l'intensité maximum susceptible d'être atteinte sur le site de Saclay est de V, associée à une période de retour de ans. Ceci conduit à un Séisme majoré de sécurité (SMS) de VI MSK.

151 En cas de séisme, des conséquences sur les infrastructures et les sas d'interventions ne sont donc pas à exclure, et pourraient entraîner une remise en suspension et une dissémination de la contamination résiduelle. Cependant, compte tenu : de la faible durée des opérations de démantèlement et d'assainissement de l INB 18 (deux ans, hors études et aléa) et plus particulièrement du lot B, correspondant au chantier nucléaire (onze mois hors études et aléa), et du très faible impact radiologique d'un accident sur l'installation (voir pièce 7 Étude d'impact), Il n est pas envisagé de dimensionner les sas d interventions au séisme. Les conséquences resteraient très limitées pour les opérateurs, qui évacueraient sans délai la zone en se protégeant du risque d exposition interne avec un appareil de protection des voies respiratoires. 151 II Inondation externe Le centre de Saclay est situé sur un plateau d'altitude moyenne 155 mètres, non limité vers l'ouest. L'altitude moyenne des vallées qui le limitent s'étage de 60 à 80 mètres : il n'y a donc pas de risque d'inondation dû aux cours d'eau ou retenues d'eau. Le risque d inondation d origine externe de l'installation peut provenir d une pénétration d eau présente superficiellement dans le sol (montée de nappe d eau affleurante, par exemple), ou d une mauvaise évacuation des eaux de ruissellement en cas de très fortes précipitations. Le risque éventuellement associé à une inondation externe est la dissémination de matières radioactives. Les fosses techniques de l'installation représentent le point bas de l'installation. Le sol et la partie basse des parois des fosses sont recouverts d'un revêtement étanche. La fosse centrale est équipée d'un puisard situé en partie basse (-3,80 m) de la fosse technique centrale. Ce puisard est utilisé pour récupérer les eaux d'infiltration. Depuis la mise en service de l'installation, en 1961, il n'y a pas eu de montée de nappe d'eau au niveau des fosses techniques, y compris au niveau du puisard. Lors de périodes longues de fortes précipitations, le puisard des fosses, d une contenance de 60 litres, peut être partiellement rempli par des eaux d'infiltration : il est alors ponctuellement vidangé. La détection de cette entrée d'eau est assurée par le personnel présent sur l'installation. Les travaux de démantèlement ne sont pas de nature à modifier le risque de remontée de la nappe d'eau. Lors des travaux de démontage des équipements des fosses technique (phase A-1), une attention particulière sera apportée à maintenir l'étanchéité de la couverture des fosses techniques.

152 II Risques climatiques Précipitations L'inondation externe qui peut être causée par de fortes précipitations est traitée au paragraphe précédent. 152 En France, les règles définissant les effets de la neige et du vent sur les constructions sont les règles NV 65, qui ont pour objectif de fixer les valeurs des surcharges climatiques et de donner des méthodes d'évaluation des efforts correspondant sur l'ensemble d'une construction ou sur ses différentes parties. Selon ces règles NV 65, le site de Saclay est dans une «Région 1A», ce qui correspond au plus faible risque de cette échelle (il est à noter que, selon la norme Eurocode 1, plus récente, la région parisienne est en «région A1», qui correspond également au plus faible risque). Les chutes de neige sont peu importantes et n'affectent la région en moyenne que 5,2 jours par an ( ). Les épaisseurs maximales mesurées au sol ont été de 19 cm ( ). Les chutes de neige peuvent potentiellement provoquer : Une perte de l'alimentation électrique EDF. Un défaut d'approvisionnement en gazole (impraticabilité du réseau routier) pour le groupe électrogène. Une surcharge sur la toiture du bâtiment. Le groupe électrogène assure la reprise de certains équipements de l'installation. Le Centre dispose d'une réserve de gazole d'environ 1 m 3, permettant d'assurer le ravitaillement des groupes électrogènes du Centre. Compte tenu des faibles précipitations neigeuses, cette disposition préventive est suffisante. Par ailleurs, on notera qu'en l'absence d'alimentation électrique, les travaux de démantèlement peuvent être stoppés et l'installation mise en position sûre. Le confinement de la contamination est alors assuré de manière statique lorsque les opérations de démantèlement sont arrêtées. Compte tenu des faibles épaisseurs de neige enregistrées en région parisienne et de la structure de la toiture de l'installation, il n'y a pas de risque de surcharge sur la toiture dû à la neige. Températures La température moyenne annuelle ( ) est de 10,5 C. Les températures extrêmes relevées pour cette période sont de -18,9 C (janvier 1985) et de +38,8 C (août 2003). Il n'y a pas eu d'incident sur l'installation dû à de basses ou fortes températures durant la phase de fonctionnement de l'installation ( ).

153 Les effets potentiels des basses températures concernent les réseaux d eau et la capacité de gazole du groupe électrogène de l installation. De très basses températures peuvent entraîner la rupture de certains réseaux d eau et solidifier le gazole du groupe électrogène. En phase de démantèlement, les circuits d eau de l installation sont vides (primaire, secondaire), à l exception des réseaux d eau courante. La perte du réseau d'eau courante n a pas de conséquence directe sur la sûreté de l installation. Le risque de solidification du gazole alimentant le groupe électrogène peut être raisonnablement écarté, une garantie de fluidité jusqu à -18 C pouvant être obtenue grâce à des additifs. Vents D après les règles NV 65, le site de Saclay est dans une «Zone 2», à risque faible. 153 Jusqu'en 1999, la vitesse de vent maximale mesurée sur le site de Saclay était de 145 km.h -1, à une hauteur de 110 mètres. Cette valeur a été largement dépassée lors de la tempête du 26 décembre 1999, avec une vitesse de 198 km.h -1 (à une hauteur de 110 mètres). Cette tempête, qui a fait de nombreux dégâts dans la région parisienne, n'a pas eu d'impact sur l'installation. Foudre Sur le site de Saclay, le niveau de risque est faible avec une densité foudre (nombre d impacts de la foudre par an et par mètre carré) inférieure à 1,5. L'installation est située dans le bâtiment 395. Elle dispose d une protection contre la foudre conforme à la norme NFC de juillet 1995 (Protection des structures et des zones ouvertes contre la foudre par paratonnerre à dispositif d'amorçage) et répond donc aux exigences de l article 35 de l arrêté du 31 décembre 1999 sur les INB. II Incendie externe Un incendie externe peut provenir soit d un incendie concernant le reste du bâtiment 395, soit de la propagation d'un incendie depuis les bâtiments voisins (375 et 399) qui sont reliés au bâtiment 395. Les bâtiments 375 et 399 de l'instn sont classés comme Établissement recevant du public (ERP), et le bâtiment 395 est mis aux normes dans le cadre de son classement comme ERP. De ce fait, la protection contre les incendies fait l objet d une prise en compte particulière de la part du Centre. Cette protection concerne la mise en place de mesures permettant : D éviter le départ de tout incendie. De détecter tout départ de feu. De limiter la propagation et les conséquences d un incendie. Afin de limiter le départ d'incendie, la zone ERP de l'instn est conforme à la réglementation de ce type d'établissement. Elle dispose notamment des mesures génériques de prévention suivantes :

154 Vérification régulière de la conformité des locaux avec le classement ERP. Établissement d'un permis de feu pour tous travaux à risque. Présence de moyens individuels d'extinction. La surveillance de la zone ERP est réalisée par l intermédiaire de systèmes de détections et d alarme incendie, avec report d'alarme au PC de la FLS. Cette surveillance est également complétée par le personnel présent dans les locaux en heures ouvrables, les téléphones individuels et de sécurité permettant de donner l'alerte à la FLS. 154 Les mesures de limitation de la propagation et des conséquences d'un incendie dans la zone ERP sont les suivantes : Présence de moyens individuels d'extinction. Présence de portes classées coupe-feu (une demi-heure). Affichage des balisages et consignes d'évacuation. Utilisation du réseau diffuseur d'ordre de l'instn. Intervention de l'équipe locale de premier secours. Personnel INSTN formé à la mise en position de sécurité de la zone ERP (fiches action). Intervention de la FLS dans des délais rapides. Afin de limiter la propagation d'un incendie vers l'inb 18 et d'en limiter les conséquences, la zone réacteur de l'installation est successivement séparée de la zone ERP de l'instn par : Une sectorisation coupe-feu une demi-heure entre l'erp et la zone périphérique de l'inb 18. Une sectorisation coupe-feu deux heures entre la zone périphérique de l'installation et la zone réacteur, qui concerne le hall réacteur impacté par les opérations de démantèlement. Par ailleurs, au niveau de l'installation, les dispositions et mesures vis-à-vis du risque incendie décrites précédemment sont applicables. II Chute d avion L'analyse du risque de chute d'un avion sur l'inb 18 consiste à évaluer la probabilité de l'événement, puis à estimer les conséquences de cette chute en termes de rejets. La méthode permettant de déterminer les risques induits par le trafic aérien est exposée dans la Règle fondamentale de sûreté (RFS) «I.1.a» du 7 octobre 1992, relative aux Installations nucléaires de base autres que les réacteurs à eau sous pression, édictée par l Autorité de sûreté nucléaire. Cette règle fondamentale de sûreté distingue trois familles d'avions comme source d'agression (aviation générale avions de masse inférieure à 5,7 t, aviation commerciale et militaire). Elle est complétée par une étude concernant la réévaluation du risque aérien pour les installations du Centre de Saclay.

155 La probabilité P d un dégagement inacceptable de substances radioactives à la suite d une agression est le produit de trois probabilités (P = P 1 x P 2 x P 3 ), définies comme suit : P1 est la probabilité d occurrence de l agression. Elle repose sur une analyse statistique des accidents survenus. P2 est la probabilité que, à la suite de l agression, la (ou les) fonction (s) de sûreté ne soi(en)t plus garantie(s). Son calcul repose sur les bases suivantes : Si le bâtiment, ou la partie de bâtiment, abritant la (ou les) fonction(s) de sûreté résiste à l impact, alors P 2 = 0, et P = 0. Dans le cas contraire, on détermine P 2 en fonction de la répartition géographique des systèmes concourant à la (ou aux) fonction(s) de sûreté considérée(s). P 3 est la probabilité pour qu il résulte de l agression un dégagement inacceptable de substances radioactives (au-delà de la limite du site). La valeur de P 3 est prise égale à 1, sauf si l étude des conséquences radiologiques potentielles montre le caractère acceptable des rejets, auquel cas le terme P 3 est nul. 155 En ce qui concerne ce terme P 3, en début de démantèlement, l INB 18 ne contient plus d'éléments combustibles, ni de sources radioactives d'activités importantes (activités supérieures à 10 kbq). L activité résiduelle sera donc ramenée aux matériaux activés sous flux neutronique pendant le fonctionnement du réacteur. Cette activité a été évaluée par simulation numérique à environ 66 GBq (valeur majorante), dont environ 42 GBq d activité tritium. En considérant le cas extrêmement pénalisant où la chute d'un avion conduirait à ce que la totalité de la zone activée (graphite, béton, métaux) se comporte comme un volume équivalent en poudre, avec un coefficient de remise en suspension de 10-4, l'activité totale remise en suspension serait de l'ordre de 6,6 MBq (pour une masse totale remise en suspension de l'ordre de 17 kg). Les conséquences radiologiques dues à la dissémination de matières radioactives suite à une chute d'avion sont alors évaluées, de manière très pénalisante, à : Une dose efficace totale de l ordre de 3 µsv, pour un travailleur présent dans le hall réacteur pendant une durée de cinq minutes. Une dose efficace totale inférieure à 0,003 µsv, pour la population après une heure d'exposition à 500 m de l'installation. Ces valeurs sont à comparer à l'exposition externe due à la radioactivité naturelle sur le site de Saclay, égale à environ 6,5 µsv par jour. Les conséquences radiologiques dues à la dissémination de matières radioactives suite à une chute d'avion sont significatives pour le personnel travaillant sur l'installation, tout en restant limitées : environ 50% de l'exposition naturelle journalière. Pour le public, l'impact sanitaire n'est pas significatif : à une distance de 500 m, la dose efficace totale cumulée en une heure est inférieure au centième de l'exposition naturelle journalière.

156 Par conséquent, la chute d'un avion sur l'installation lors des opérations de démantèlement ne conduisant pas à un dégagement inacceptable de substances radioactives, nous prendrons le terme P 3 égal à zéro. En conclusion, en phase de démantèlement, le combustible du réacteur étant évacué, la probabilité d un dégagement inacceptable de substances radioactives à la suite d une agression due au risque de chute d'avion est nulle. II Risques liés à l environnement industriel et aux voies de communication 156 Dépôts de carburant Le seul dépôt important, à environ 2,5 km, est celui du Centre d Essais des propulseurs (7 000 m 3 répartis en une dizaine de réservoirs non enterrés). Étant suffisamment éloigné, il ne peut présenter de risque pour la sûreté des installations du Centre. Conduite de gaz Une canalisation de gaz naturel longe la clôture sud du centre, le long de la route nationale 306, et la clôture nord, le long de la route départementale 36. Son diamètre nominal est de 150 mm pour la partie sud, et 100 mm pour la partie nord. Le risque le plus important est la perforation de la canalisation avec inflammation, selon un processus d explosion, du jet de gaz rejeté à l atmosphère, sur le lieu même de l accident. La probabilité pour qu un tel accident concerne le Centre est très faible, inférieure à 3, par an (valeur déterminée pour le LECI, laboratoire le plus proche de la canalisation). Les faibles surpressions engendrées par l inflammation n entraîneraient pas d effet destructeur significatif. Environnement industriel Les installations industrielles les plus proches de l INB 18 sont suffisamment éloignées pour que les risques liés à leur présence soient négligeables. Voies de communication Les quatre principaux axes routiers situés à proximité du Centre de Saclay sont les routes nationales 118, 446 et 306, ainsi que la route départementale 36 (au total, environ véhicules par jour en 2000). Les risques liés au trafic routier sont dus à la fréquentation par des transports de produits dangereux de portions de routes proches du Centre. Les principaux transports de produits dangereux recensés (hors hydrocarbures de classe 2) sont essentiellement ceux destinés au Centre lui-même : environ 500 transports de matières radioactives par an, et approximativement cinq tonnes de produits chimiques par an.

157 L'évaluation du risque d'explosion d'hydrocarbure lié au trafic routier au voisinage du Centre de Saclay a fait l'objet d'une évaluation probabiliste, menée pour une autre installation de Saclay, voisine d Ulysse (INB 50, Laboratoire d'essais sur combustibles irradiés). Cette évaluation a montré que la probabilité d'occurrence du risque est de l'ordre de 3, par an pour une surpression de 20 mbar au niveau de l'installation. L'INB 50 étant l'installation du Centre de Saclay la plus proche des axes routiers externes (et plus précisément de la RD 36 qui est la voie la plus fréquentée), il en résulte que la probabilité d'occurrence du risque pour une surpression de 20 mbar au niveau de l'inb 18 est inférieure à 3, Cette valeur est acceptable. Par ailleurs, les risques liés au transport de produits dangereux sont pris en compte dans le Plan d urgence interne (PUI) du Centre de Saclay. En cas d accident de véhicule transportant des matières dangereuses, les conséquences sont limitées par les directives de la Direction du Centre, qui peut demander : 157 L arrêt de la ventilation de l INB, afin de ne pas disperser le nuage toxique dans l enceinte même de l installation. Le confinement du personnel. II Risque lié à la malveillance Les mesures de prévention, de détection et de protection contre les intrusions ne sont pas détaillées en raison de la nécessaire confidentialité de ce type d information. Cependant, quelques grands principes peuvent être indiqués. Le site de Saclay est entouré d une clôture renforcée, équipée de dispositifs de détection. La zone incluant le Siège du CEA et l'instn est ouverte au public en heures ouvrables. En heures non ouvrables, cette zone est gardiennée et son accès est limité aux personnes en possession d un badge nominatif avec photographie et munies d'une autorisation d'entrée sur le site en heures non ouvrables. Durant les heures ouvrables, l'accès au réacteur Ulysse est limité au personnel de l'installation et aux intervenants autorisés. Toute entrée d'une personne non autorisée se fait sous le contrôle du personnel de l'installation. Les matières sensibles, contenues dans le combustible nucléaire neuf ou usagé du réacteur, ont toutes été évacuées : il ne reste plus que les composants du bloc réacteur activés par l'irradiation neutronique. De ce fait, le réacteur Ulysse ne présente plus un risque particulier lié à la malveillance. Les conséquences d un acte de malveillance seraient donc très limitées, et au maximum celles envisagées dans l étude des accidents de référence traitée dans la pièce 7, Étude d'impact des opérations.

158 158 II.4. Exigences pour la qualité Ce chapitre présente les principes de base retenus par l'exploitant pour mettre œuvre les moyens nécessaires pour respecter les dispositions de l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, la construction et l'exploitation des Installations nucléaires de base et de sa circulaire d'application. II.4.1- Fonctions de sûreté Dans le cadre du démantèlement du réacteur Ulysse, une Fonction importante pour la sûreté (FIS) a été identifiée : la maîtrise du confinement des matières radioactives. Pour cette fonction importante pour la sûreté, l'analyse de risques présentée dans le Rapport de sûreté a permis d'identifier les systèmes ou constituants et leurs composants associés qui sont ainsi classifiés : Classe 1 : les systèmes ou équipements participant à une fonction de sûreté qui sont appelés EIS (Élément important pour la sûreté). Classe 2 : les systèmes ou équipements dont un dysfonctionnement pourrait porter préjudice aux précédents. Classe 3 : les dispositifs assurant, au titre de la défense en profondeur, la détection et la limitation des conséquences de la défaillance ou de l'agression des fonctions considérées. II.4.2- Éléments importants pour la sûreté (EIS) L'analyse de sûreté a permis d'identifier un Élément important pour la sûreté (EIS) pour les opérations de démantèlement : le système de ventilation qui participe au confinement dynamique des matières radioactives. Le tableau ci-dessous liste les EIS (classé 1), systèmes et constituants (classés 2 et 3) permettant d'assurer la maîtrise du confinement des matières radioactives. Les qualités définies qui leur sont associées sont également indiquées dans ces tableaux.

159 Ces qualités définies doivent être obtenues lorsque des opérations de démantèlement à risque nucléaire sont en cours de réalisation. En sont notamment exclues les opérations de démantèlement ne comportant pas de risques nucléaires et les périodes d'arrêt programmé avec mise en sécurité de l'installation (fermeture du Centre, maintenance ) lors des phases de travaux à risque nucléaires. FIS : maîtrise du confinement des matières radioactives EIS (1) constituants et systèmes (2 et 3) Composant Qualité définie Débit supérieur à un renouvellement du volume d'air du confinement par heure. Ventilateur Dispositif de ventilation (1) Confinement de chantier et hall réacteur en légère dépression. Filtre THE Efficacité supérieure à (poussières 0,15 µm) Équipement de levage lors de manutention à risque nucléaire (2) Pont roulant Bon fonctionnement Alimentations de secours (2) Groupe électrogène Bon fonctionnement Détection incendie (3) Détecteur incendie Bon fonctionnement 159

160 160 II.5. Analyse des situations accidentelles Les dispositions prises en matière de prévention et de surveillance sont destinées à prévenir tout risque de défaillance. Pourtant, malgré ces dispositions, on examine les conséquences sur le public et l'environnement, d'incidents et d'accidents, en supposant l'existence de défaillances. Ces accidents sont définis à partir des risques identifiés pour les opérations de démantèlement. On évalue ainsi les conséquences radiologiques d'un accident type (dit accident de référence), choisi comme étant représentatif des situations accidentelles susceptibles de se produire pendant les opérations de démantèlement et correspondant à l'accident enveloppe (accident dont les conséquences en termes d'impact radiologique sont les plus pénalisantes). II.5.1- Accidents de référence Trois accidents de référence ont été identifiés. Ils correspondent à des accidents réalistes et susceptibles de produire les conséquences radiologiques les plus pénalisantes pour le personnel, l'environnement et les populations avoisinantes. Les trois accidents identifiés sont : Accident 1 : perte du confinement dynamique lors de la découpe d'un objet parmi les plus actifs (découpe par point chaud de la cuve en aluminium du réacteur). Accident 2 : chute d'objet parmi les plus actifs du réacteur lors des opérations de manutention (bloc de béton FA accident 2a et d'une brique en graphite TFA accident 2b) Accident 3 : incendie dans le hall réacteur, conduisant à la combustion de la totalité du graphite activé présent sur l'installation. Les conséquences radiologiques de ces accidents ont été calculées par le Service de protection des rayonnements du Centre, à partir de la quantité et de la nature des matières radioactives (identifié comme le terme source) dégagées par chacun de ces accidents. La détermination du terme source a été réalisée de façon pénalisante afin d'obtenir un cas majorant englobant toutes les variantes possibles des cas d'accident.

161 Des calculs ont été menés pour déterminer les conséquences radiologiques de ces accidents : Sur une personne (personnel de l'installation) se trouvant dans le local et exposée sans protection (absence de masque notamment) au risque radiologique pendant une durée de 5 min avant qu'elle ne quitte le local. Sur un adulte (public), présent pendant 1 et 24 h à une distance de 500 m de l'installation, en prenant en compte la dispersion du terme source dans l'environnement. Sur un adulte (public), présent pendant 1 et 24 h à une distance de 5 km de l'installation, en prenant en compte la dispersion du terme source dans l'environnement. Le détail des modalités de calcul de l'impact des accidents de référence est développé dans le document Étude d'impact, pièce 7 de ce même dossier. 161 II.5.2- Conséquences des accidents de référence Le tableau ci-dessous donne les résultats de calcul pour chaque accident, en précisant les valeurs de dose efficace totale (interne et externe), exprimées en microsieverts (µsv), auxquelles seraient soumis le personnel de l'installation et le public. Accident Personnel dans l installation 1 0,011 2a 0,850 2b 0, Public à 500 m Public à 5 km 1 h : < 0,001 (*) 1 h : < 0,001 (*) 24 h : < 0, h : < 0,001 (*) 1 h : < 0,001 1 h : < 0,001 (*) 24 h : < 0, h : < 0,001 (*) 1 h : < 0,001 (*) 1 h : < 0,001 (*) 24 h : 0,001 (*) 24 h : < 0,001 (*) 1 h : < 0,028 1 h : < 0, h : < 0, h : < 0,001 (*) Les valeurs issues des calculs, trop faibles pour être considérées comme significatives, ont été arrondies à la valeur supérieure, à savoir 0,001 µsv. Pour les accidents 1, 2a et 2b, on constate que l'impact radiologique est mesurable, mais très limité, pour le personnel travaillant sur l'installation, la dose efficace totale étant au plus égale à 13% de l'exposition naturelle journalière (6,5 µsv par jour). Pour le public, l'impact sanitaire n'est pas significatif : à une distance de 500 m, la dose efficace totale cumulée en une heure est inférieure au millième de l'exposition naturelle journalière.

162 Pour l'accident 3, qui correspond à un accident majeur (incendie conduisant à la combustion de la totalité du graphite présent sur l'installation), l'impact radiologique pour le personnel travaillant sur l'installation (14 µsv) est significatif : environ 2 fois l'exposition journalière naturelle. Cependant, il reste limité et est inférieur à 15 % de la dose journalière conduisant à une exposition annuelle de 20 msv (limite réglementaire sur douze mois pour les professionnels) pour 200 jours travaillés sur douze mois consécutifs. 162 Pour ce même accident 3, l'impact radiologique pour le public reste très limité. En effet, l'impact à 500 mètres de l'installation pour une durée de 24 heures après le début de l'incident est de moins de 0,5% de l'exposition naturelle journalière. Le tableau ci-dessous reprend ces valeurs, pour le public à 500 mètres de l installation, en les mettant en regard de la valeur limite annuelle d exposition d une personne du public (fixée règlementairement à 1 msv par an). Accident Public à 500 m Facteur de sécurité par rapport à la valeur limite d exposition du public (1 msv par an) 1 < 0,001 µsv > a < 0,001 µsv > b < 0,001 µsv > < 0,029 µsv 3, II.5.3- Conséquences d un accident de parcours Dans le cas particulier du transport de déchets radioactifs provenant du réacteur Ulysse, les effets potentiels d un accident de parcours ont été estimés par analogie avec le scénario de dimensionnement de chute d'un bloc de béton ou d'une brique en graphite présentés ci-dessus (scénarios 2a et 2b), étendu à la chute d un chargement complet : 32 tonnes de béton activé, conduisant à la mise en suspension de 3,2 kg de béton sous forme de poussières fines (accident A). 13 tonnes de graphite activé, conduisant à la mise en suspension de 130 kg de graphite sous forme de poussières fines (accident B). Les hypothèses retenues précédemment sont reconduites à l identique, par analogie, dans cette estimation. L'impact radiologique pour une personne présente sur le lieu de la chute du chargement peut être évalué à environ 4,5 µsv (soit 70% de l'exposition naturelle journalière en France, estimée à 2,4 msv par an) pour l'accident A, et à 0,26 µsv (4% de l'exposition naturelle journalière) pour l'accident B. Pour le public, l'impact sanitaire à 500 mètres du lieu de l'accident peut être évalué à moins de cinq millièmes de l'exposition naturelle journalière pour un temps de présence de 24 heures.

163 Il est à noter que ces valeurs sont calculées sans prendre en compte la fonction de confinement des emballages de transport, et peuvent donc être considérées comme pénalisantes et enveloppe. Le tableau ci-dessous reprend ces valeurs, pour une personne du public présente sur les lieux de l événement et qui resterait exposée pendant 5 mn, en les mettant en regard de la valeur limite annuelle d exposition d une personne du public (fixée règlementairement à 1 msv par an). Accident Public sur les lieux de l événement Facteur de sécurité par rapport à la valeur limite d exposition du public (1 msv par an) A 4,5 µsv 222 B 0,26 µsv 3846 En conclusion, il est démontré que l'impact radiologique d'un accident de transport lors du transport des déchets radioactifs du réacteur Ulysse est largement inférieur aux doses acceptables pour le public sur le lieu de l'accident (sachant que ces doses décroissent pour la population et l'environnement en fonction de l'éloignement du lieu de l'accident). 163 II.5.4- Limitation des conséquences d un accident Dès la connaissance d une anomalie dont les conséquences peuvent concerner le Centre, le Directeur peut déclencher le Plan d urgence interne (PUI) : les moyens d intervention propres à l installation et ceux du Centre sont alors sollicités. Si les conséquences envisagées dépassaient les limites du Centre de Saclay, le Préfet de l'essonne serait conduit à mettre en œuvre les moyens prévus par le Plan particulier d intervention (PPI). Dans ce cas, les pouvoirs publics préviendraient aussitôt les populations de la zone concernée par des communiqués transmis par les stations de radiophonie locales et leur demanderaient d appliquer les consignes de sécurité en cas de nécessité. II Plan d urgence interne Le site de Saclay dispose d un Plan d urgence interne qui définit l organisation des secours en cas d accident. Le PUI a pour principales fonctions : La lutte contre le sinistre. La conduite et le secours des installations. Le secours aux blessés sur le site. La protection du personnel sur le site. L évaluation des conséquences. La protection de l environnement. L alerte et l information des pouvoirs publics.

164 La structure de crise comporte : Une direction des secours assurée par le Directeur du Centre. Un PC de coordination des moyens. Les moyens d intervention constitués des diverses unités : Formation locale de sécurité, Service de santé au travail, Service de protection contre les rayonnements Une équipe technique de crise en soutien au Directeur. 164 En cas de nécessité, des renforts peuvent être mobilisés très rapidement en faisant appel : Aux centres de secours des sapeurs-pompiers départementaux de l'essonne, qui peuvent recevoir le renfort de ceux des départements voisins si nécessaire. Aux SAMU (Service d aide médicale urgente) et hôpitaux spécialisés. Aux moyens dont dispose le Préfet de l'essonne en cas de Plan particulier d'intervention. Aux renforts en hommes et matériels des Centres CEA voisins (Bruyères-le-Châtel et Fontenayaux-Roses), dans le cadre d'une convention d'assistance mutuelle. II Plan particulier d intervention Le Plan particulier d intervention, dont zone d alerte couvre les communes autour du Centre de Saclay, est déclenché en complément du PUI dès que les conséquences d un accident sont susceptibles de dépasser les limites du Centre. Sous la responsabilité du Préfet de l'essonne, ce plan organise l intervention des secours. Le PPI est élaboré par la Préfecture de l'essonne et le Centre de Saclay pour mieux garantir, à l extérieur du site, la protection des populations et de l environnement en cas d accident majeur. Afin d améliorer son déclenchement précoce, les pouvoirs publics ont décidé d y introduire une phase réflexe, qui doit permettre de mieux gérer les situations accidentelles à développement rapide : des contre-mesures réflexes de protection de la population, prédéterminées et déclenchées par le Directeur du Centre en concertation avec le Préfet à partir de critères simples, peuvent ainsi être décidées très rapidement. Les contre-mesures liées au déclenchement du PPI sont précisées dans l arrêté du 13 octobre 2003 et comportent trois niveaux d intervention : La mise à l abri, pour un niveau de dose efficace prévisionnel de 10 msv. L évacuation, pour un niveau de dose efficace prévisionnel de 50 msv. L administration d iode stable, pour un niveau de dose prévisionnel à la thyroïde de 100 msv. Les populations se trouvant dans la zone d alerte sont alertées par un réseau de sirènes fixes et informées par radio et par des moyens mobiles de transmission de messages oraux. Les pouvoirs publics leur demandent alors de suivre les consignes de protection rapides détaillées dans la fiche «Les bons réflexes en cas d alerte» distribuée de manière préventive dans les mairies.

165 Le plan prévoit la mise en œuvre des moyens généraux d aide médicale, d ordre public, de transports et travaux, mais aussi des moyens spécialisés comme ceux du CEA ou de l Autorité de sûreté nucléaire. Ces moyens ont pour objectif de lutter contre le sinistre, de protéger et d informer la population, et de prévoir les évolutions possibles. Des exercices de crise sont régulièrement réalisés afin de s assurer de l efficacité des dispositions prévues. Dans le cadre du démantèlement du réacteur Ulysse, compte tenu des conséquences radiologiques des accidents de référence déterminées précédemment, la survenue d'un accident n'est pas de nature à conduire à au déclenchement du Plan d'intervention particulier. On notera en particulier que : 165 Les doses efficaces prévisionnelles intégrées sur 24 heures, en cas d'accident, ont été évaluées à moins de 0,03 µsv à 500 mètres de l'installation. La survenue d'un accident durant les opérations de démantèlement ne peut conduire à l'émission d'iode radioactif. De fait, les conséquences radiologiques d'un accident durant les opérations de démantèlement ne sont pas susceptibles de conduire à l'application des contre-mesures précisées ci-dessus : mise à l'abri, évacuation et administration d'iode stable. II Plan de secours spécialisé Transport de matières radioactives Si, malgré les précautions prises, un événement de transport se produisait, des consignes de sécurité et un Plan de secours spécialisé Transport de matières radioactives (PSS-TMR) seraient mis en place pour réduire au maximum les conséquences des incidents et accidents, en respectant le guide pratique de l ASN et de l IRSN pour l élaboration et la mise en application d un tel plan de secours. Le Plan de secours spécialisé Transport de matières radioactives, établi par le préfet et intégré dans le cadre des plans ORSEC définis par le décret du 15 septembre 2005 pris en application de l'article 14 de la Loi du 13 août 2004 de modernisation de la sécurité civile, a pour objet de protéger à court terme les populations en cas d'accident sur un transport de matières radioactives. Il précise les missions des différents services concernés, les schémas de diffusion de l'alerte et les moyens matériels et humains. Ces consignes et le PSS-TMR respectent les recommandations l Agence internationale pour l énergie atomique (AIEA) pour la planification et la préparation des réponses aux situations d'urgence impliquant un accident de transport de matières radioactives 4. 4 IAEA Safety Stanrads No TS-G-1.2 (ST-3) (juillet 2002) : Planning and Preparing for Emergency Response to Transport Accidents Involving Radioactive Material, ISBN

166 De manière synthétique, les principales actions à réaliser en cas de la survenue de tels accidents de transport peuvent être regroupées en quatre grandes actions, sachant que l action prioritaire est de porter secours et apporter une aide médicale à toutes les victimes : Évaluation des risques : Mesure des intensités de rayonnement. Mesure de contamination atmosphérique et des sols. Évaluation des expositions des personnes. 166 Évaluation de l état du colis. Actions correctives : Stopper les rejets. Baliser un périmètre de sécurité. Mettre en place une protection radiologique. Assurer la sûreté et la criticité. Remettre le colis en état sûr et l évacuer. Mesures de protection post accidentelle : Contrôle des accès. Actions de protection à l intérieur de la zone contrôlée. Mesures de protection des personnels. Mise à l abri et évacuation. Décontamination des personnes. Contrôle des aliments et de l eau potable. Protection du système d évacuation des eaux usées. Action pour un retour à l état initial : Décontamination et remise en état du site. Surveillance de l environnement. Il est à noter que, afin de tester en conditions réelles l'organisation de crise, des exercices sont organisés et réalisés régulièrement, à la fois pour entraîner les équipes de crise et pour tester les moyens et les organisations en vue d'identifier les dysfonctionnements éventuels et faire progresser l'ensemble du dispositif. Au vu des très faibles impacts radiologiques d'un accident de parcours lors du transport des déchets radioactifs du réacteur Ulysse, aucun accident de ce type n a été retenu comme accident type dans le PSS-TMR de Saclay.

167 Annexes 167 Figure 1 Implantation générale du Centre CEA de Saclay Figure 2 Répartition de la population autour du Centre de Saclay (recensement de 1999) Figure 3 Implantation de l INB 18 sur le Centre de Saclay Figure 4 Historique de fonctionnement du réacteur Ulysse Figure 5 Plan du bâtiment 395 de l INSTN et périmètre de l INB Figure 6 Plan du rez-de-chaussée de l INB Figure 7 Plan du premier étage de l INB Figure 8 Plan en coupe nord-sud de l INB Figure 9 Plan du local Uranium (stockage à sec du combustible) Figure 10 Schéma de la piscine de stockage Figure 11 Photographie de la piscine de stockage Figure 12 Schéma représentant les emplacements des cimetières, le cimetière vertical Nord et les cavités aménagées de la partie Nord de la piscine Figure 13 Photographie de la piscine de stockage Figure 14 Photographie de l aire de maintenance du sas et de la hotte de «chargement déchargement» des éléments combustibles Figure 15 Schéma du cimetière vertical Sud et du cimetière horizontal Figure 16 Photographie du cimetière horizontal Figure 17 Photographie du cimetière vertical Sud Figure 18 Coupe ouest-sud du bloc réacteur Figure 19 Photographie de la face sud-ouest du bloc réacteur Figure 20 Photographie de la face sud-est du bloc réacteur Figure 21 Structure de la partie fixe du massif en béton du bloc réacteur, face sud-ouest Figure 22 Photographie du massif fixe en béton lors de la construction du réacteur en Figure 23 Assemblage des blocs mobiles assurant la protection sur la face Est Figure 24 Conduits de ventilation du circuit d air Figure 25 Schéma de la cuve du réacteur Figure 26 Schéma d ensemble des blocs de graphite constituant les réflecteurs Figure 27 Vue éclatée des blocs de graphite constituant les réflecteurs Figure 28 Schéma du bouchon roulant Figure 29 Photographie du bouchon roulant lors de son retrait en Figure 30 Schéma du bouchon tournant Figure 31 Photographie du bouchon tournant

168 168 Figure 32 Schéma indiquant le positionnement des canaux verticaux et horizontaux du réacteur Figure 33 Schéma de la cuve à eau «Ondine» Figure 34 Schéma du circuit primaire Figure 35 Schéma du circuit d air Figure 36 Photographie du tableau de commande du réacteur Figure 37 Débit d équivalent de dose absorbée (nsv/h) mesuré dans le hall réacteur Figure 38 Débit d équivalent de dose absorbée (nsv/h) mesuré sur les faces du réacteur Figure 39 Données géométriques du réacteur pour le code probabiliste MCNP Figure 40 Répartition du flux neutronique pour un fonctionnement à 100 kw Figure 41 Zonage du périmètre d activation sur trois plans pour le béton ordinaire Figure 42 Zonage déchet de référence pour les structures amovibles Figure 43 Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe horizontale) Figure 44 Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe verticale Est-Ouest) Figure 45 Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe verticale Nord-Sud) Figure 46 Zonage déchets du réacteur Figure 47 Délimitation TFA et FA (coupe horizontale) Figure 48 Délimitation TFA et FA (coupe verticale nord-sud) Figure 49 Délimitation TFA et FA (coupe verticale ouest-est) Figure 50 Plan des locaux après aménagement de l aire d entreposage des déchets de faible activité

169 Figure 1 Implantation générale du Centre CEA de Saclay 169

170 Figure 2 Répartition de la population autour du Centre de Saclay (recensement de 1999) 170

171 Figure 3 Implantation de l INB 18 sur le Centre de Saclay 171

172 Figure 4 Historique de fonctionnement du réacteur Ulysse 172

173 Figure 5 Plan du bâtiment 395 de l INSTN et périmètre de l INB

174 174 Figure 6 Plan du rez-de-chaussée de l INB 18

175 Figure 7 Plan du premier étage de l INB

176 176 Figure 8 Plan en coupe nord-sud de l INB 18

177 Figure 9 Plan du local Uranium (stockage à sec du combustible) 177

178 Figure 10 Schéma de la piscine de stockage 178

179 Figure 11 Photographie de la piscine de stockage 179

180 Figure 12 Schéma représentant les emplacements des cimetières, le cimetière vertical Nord et les cavités aménagées de la partie Nord de la piscine 180

181 Figure 13 Photographie de la piscine de stockage 181

182 Figure 14 Photographie de l aire de maintenance du sas et de la hotte de «chargement déchargement» des éléments combustibles 182

183 Figure 15 Schéma du cimetière vertical Sud et du cimetière horizontal 183

184 Figure 16 Photographie du cimetière horizontal 184

185 Figure 17 Photographie du cimetière vertical Sud 185

186 Figure 18 Coupe ouest-sud du bloc réacteur 186

187 Figure 19 Photographie de la face sud-ouest du bloc réacteur 187

188 Figure 20 Photographie de la face sud-est du bloc réacteur 188

189 Figure 21 Structure de la partie fixe du massif en béton du bloc réacteur, face sud-ouest 189

190 Figure 22 Photographie du massif fixe en béton lors de la construction du réacteur en

191 Figure 23 Assemblage des blocs mobiles assurant la protection sur la face Est 191

192 Figure 24 Conduits de ventilation du circuit d air 192

193 Figure 25 Schéma de la cuve du réacteur 193

194 Figure 26 Schéma d ensemble des blocs de graphite constituant les réflecteurs 194

195 Figure 27 Vue éclatée des blocs de graphite constituant les réflecteurs 195

196 Figure 28 Schéma du bouchon roulant 196

197 Figure 29 Photographie du bouchon roulant lors de son retrait en

198 Figure 30 Schéma du bouchon tournant 198

199 Figure 31 Photographie du bouchon tournant 199

200 Figure 32 Schéma indiquant le positionnement des canaux verticaux et horizontaux du réacteur 200

201 Figure 33 Schéma de la cuve à eau «Ondine» 201

202 Figure 34 Schéma du circuit primaire 202

203 Figure 35 Schéma du circuit d air 203

204 Figure 36 Photographie du tableau de commande du réacteur 204

205 Figure 37 Débit d équivalent de dose absorbée (nsv/h) mesuré dans le hall réacteur 205

206 Figure 38 Débit d équivalent de dose absorbée (nsv/h) mesuré sur les faces du réacteur 206 Faces latérales. Mesures du 01/09/05 Toit du réacteur. Mesures du 01/09/05 Galerie sous le réacteur. Mesures du 01/09/05

207 Figure 39 Données géométriques du réacteur pour le code probabiliste MCNP 207

208 Figure 40 Répartition du flux neutronique pour un fonctionnement à 100 kw 208

209 Figure 41 Zonage du périmètre d activation sur trois plans pour le béton ordinaire 209

210 Figure 42 Zonage déchet de référence pour les structures amovibles 210

211 Figure 43 Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe horizontale) 211

212 Figure 44 Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe verticale Est- Ouest) 212

213 Figure 45 Zonage déchet de référence du bloc réacteur (coupe verticale Nord-Sud) 213

214 Figure 46 Zonage déchets du réacteur 214

215 Figure 47 Délimitation TFA et FA (coupe horizontale) 215

216 Figure 48 Délimitation TFA et FA (coupe verticale nord-sud) 216

217 Figure 49 Délimitation TFA et FA (coupe verticale ouest-est) 217

218 Figure 50 Plan des locaux après aménagement de l aire d entreposage des déchets de faible activité 218