Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site de Romans Edition 2012

Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site de Romans Edition 2012 Ce rapport est rédigé au titre de l article 21 de la loi de transparence et sécurité en matière nucléaire FBFC

Préambule Ce document est le rapport annuel requis par l article 21 de la loi 2006-686 du 13 juin 2006 relatif à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire. L article 21 précise : «Tout exploitant d une Installation Nucléaire de Base établit chaque année un rapport qui expose : Les dispositions prises en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection ; Les incidents et accidents en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection, soumis à obligation de déclaration en application de l article 54, survenus dans le périmètre de l installation, ainsi que les mesures prises pour en limiter le développement et les conséquences sur la santé des personnes et l environnement ; La nature et les résultats des mesures de rejets radioactifs et non radioactifs de l installation dans l environnement ; La nature et la quantité des déchets radioactifs entreposés sur le site de l installation, ainsi que les mesures prises pour en limiter le volume et les effets sur la santé et sur l environnement, en particulier sur les sols et les eaux. Ce rapport est soumis au Comité d Hygiène, de Sécurité et des Conditions de Travail (CHSCT) de l installation nucléaire de base, qui peut formuler des recommandations. Celles-ci sont annexées au document aux fins de publication et de transmission. Ce rapport est rendu public et il est transmis à la Commission Locale d Information et au Haut Comité pour la transparence et l information sur la sécurité nucléaire. Un décret précise la nature des informations contenues dans le rapport.

Sommaire 4 Avant-propos 5 L établissement AREVA de Romans-sur-Isère Présentation de l établissement Deux Installations nucléaires de base Un site : trois activités de fabrication de combustibles et composants Les étapes de fabrication d un assemblage de combustible de puissance La politique de développement durable 13 Les dispositions prises en matière de sûreté nucléaire et la radioprotection Principes de sûreté La maîtrise des risques L organisation de la sûreté Les modifications et les actions d amélioration 2012 Les inspections de l Autorité de sûreté nucléaire L Evaluation complémentaire de sûreté La gestion des transports La radioprotection La santé et sécurité au travail Le développement des compétences Conclusion et objectifs 2013 29 Les événements nucléaires au sens de l échelle INES Le processus de déclaration Le détail des événements 2012 35 Les gestion des rejets des installations du site et la surveillance environnementale Les autorisations de rejets La gestion des rejets liquides La gestion des rejets gazeux La surveillance de l environnement L évaluation de l impact radiologique des installations Conclusion et objectifs 2013 43 La gestion des déchets radioactifs Les principes généraux La gestion des déchets radioactifs de Romans La gestion des déchets conventionnels Conclusion et objectifs 2013 49 Les actions en matière de transparence et d information 52 Avis du CHSCT 53 Annexes : glossaire Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 3

Avant-propos Des investissements majeurs pour les prochaines années Pour AREVA, la santé des salariés, la sûreté et la sécurité ne se négocient pas. C est notre priorité. Nous avons poursuivi, avec succès, le déploiement de nombreuses actions qui améliorent les comportements de chacun en termes de sécurité, de radioprotection et d impacts environnementaux. Cependant, en 2012, notre Etablissement a connu des résultats contrastés en termes de sûreté. L incident de "criticité" d octobre dernier, classé au niveau 2 de l échelle INES par l Autorité de sûreté nucléaire, démontre que nos efforts en matière de comportement sûreté doivent encore progresser. Aussi, nous avons décidé de mettre à plat tous nos processus et de modifier notre organisation pour répondre à l objectif prioritaire de notre plan de progrès : "Atteindre un haut niveau de confiance de la part de l ensemble des parties prenantes". L Autorité de sûreté nucléaire a par ailleurs réalisé cette année la deuxième partie des Evaluations Complémentaires de Sûreté. Le bon niveau de résistance des bâtiments de production au séisme, aux incendies et inondations est confirmé. Nous allons désormais mettre en œuvre diverses recommandations. D ici 2017, nous investirons près de 100 millions d euros afin d améliorer davantage la robustesse de nos installations et donc de diminuer le risque d impact sur notre environnement. Ce rapport 2012 présente les principaux faits marquants de notre activité, le fonctionnement, les évolutions de nos deux installations nucléaires de base et les résultats des indicateurs de mesure dans les domaines de la sûreté, de la sécurité, de la radioprotection, du contrôle et de la surveillance de l environnement. Ils confirment l'absence d'impact sanitaire de notre activité et reflètent notre volonté de poursuivre le développement durable de l Etablissement. Je vous souhaite une bonne lecture Didier Rocrelle Directeur AREVA Romans 4 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012

Alain Richard L établissement AREVA de Romans FBFC Romans est une entité intégrée dans la Business Unit Combustible du groupe AREVA. La BU Combustible conçoit, fabrique et vend des assemblages de combustibles, et des services pour les centrales de production d électricité ainsi que pour les réacteurs de recherche. Les métiers de la BU Combustible s articulent autour de trois grands domaines d activités : la conception d assemblages, en partenariat avec les électriciens ; la production de zirconium et de ses alliages, qui met en œuvre les technologies de la chimie et de la métallurgie ; notamment pour fabriquer des tubes qui contiendront la matière nucléaire de l assemblage de combustibles ; la fabrication de l assemblage de combustibles, dont fait partie FBFC Romans, qui fait appel à la chimie, la métallurgie des poudres, l assemblage par différentes techniques dont les techniques de soudage évolué et la réalisation de pièces mécaniques. Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 5

L établissement AREVA de Romans est implanté dans la zone industrielle du bassin de Romans sur Isère, située au pied du massif du Vercors dans le triangle géographique Lyon - Grenoble - Valence. Présentation de l établissement L activité première de l établissement AREVA de Romans est la fabrication de combustibles pour les réacteurs de production d électricité et de combustibles pour les réacteurs de recherche à base d uranium enrichi. L activité combustibles de recherche a vu le jour à Romans en 1959 et celle liée à la fabrication de combustibles pour les réacteurs fournissant de l électricité en 1977. Elles sont toutes les deux pilotées industriellement par la société Franco-Belge de Fabrications de Combustibles (FBFC) FBFC est devenue filiale du groupe AREVA en 2001. Entre 2004 et 2010, l établissement de Romans a vécu une profonde rénovation Le groupe AREVA y a investi plus de 100 millions d euros. Près de 70% ont été consacrés au renforcement des bâtiments dans les domaines de la tenue au séisme et de l incendie et 30% pour la modernisation de l outil industriel. FBFC possède un outil industriel modernisé, performant, répondant aux exigences des plus récentes normes en termes de sûreté et de sécurité. Près de 800 salariés travaillent sur le site de Romans. Dates clés Nucléaire et renouvables : une offre en ligne avec les enjeux énergétiques du 21 ème siècle de l établissement de Romans : 1959 Création du site : société CERCA 197 Implantation de FBFC à Romans 1985 Livraison du 1 er combustible sous licence Framatome à EDF 2001 FBFC filiale 100% d AREVA 2003 AREVA investit 100 millions à 2009 d euros dans la rénovation de l usine de Romans 2010 La capacité théorique de Romans est portée : de 1200 à 1800 tonnes de poudre d oxyde d uranium de 1000 à 1400 tonnes d assemblages de combustibles 2011 FBFC devient l opérateur industriel unique du site de Romans 6 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012

Le cadre règlementaire Les installations nucléaires sont encadrées par la loi du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire et ses décrets d application. Installations Nucléaires de Base (INB) sur le site AREVA de Romans L INB 63 correspond aux activités de fabrication de combustibles pour les réacteurs de recherche. C est par une lettre en date du 28 juillet 1967 du Ministre d Etat chargé de la Recherche Scientifique et des Questions Atomiques et Spatiales, que cette partie de l usine a été classée, à compter du 1 er novembre 1967, comme installation nucléaire existant antérieurement à la nouvelle réglementation et soumise, de ce fait, au contrôle des inspecteurs chargés de leur surveillance. Un four de frittage des pastilles d'uranium Chaque installation nucléaire de base (INB) ne peut fonctionner qu après avoir été autorisée par un décret du Premier Ministre à la suite d un long processus juridico-administratif. En effet, l exploitant dépose auprès de la juridiction concernée un dossier complet démontrant comment son installation fonctionnera en limitant au maximum les impacts sur l homme et son environnement et en maîtrisant les risques associés. Après une instruction technique s ouvre le processus de consultation du public par le biais de la procédure d'enquête publique ainsi que la consultation de différentes parties prenantes (Commission Locale d Information, Autorité environnementale, Autorité de sûreté nucléaire). Le décret d autorisation de création fixe le périmètre et les caractéristiques de l installation ainsi que les règles particulières auxquelles doit se conformer l exploitant. En application de ce décret, l ASN fixe un certain nombre de prescriptions ayant un caractère plus technique. Une procédure identique est prévue pour autoriser l exploitant à modifier de façon notable son INB ou à la démanteler.! FBFC est reconnue comme l exploitant du site de Romans par l Autorité de sûreté nucléaire (ASN), l autorité administrative indépendante en charge du contrôle des activités et des installations nucléaires civiles françaises. Par conséquent, FBFC couvre les deux activités de fabrication de combustibles pour les réacteurs de puissance et pour les réacteurs de recherche en termes de sûreté, de radioprotection et d environnement. L INB 98 regroupe les activités de fabrication des assemblages de combustibles pour les centrales nucléaires. Elle est en cours d exploitation et elle est régie par le décret du 2 mars 1978. Ce décret a été modifié par le décret n 2006-329 du 20 mars 2006 qui avait pour objet une demande d augmentation de capacités. Contrôle dimensionnel d un élément combustible de recherche. Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 7

Un site, 3 activités de fabrication de combustibles et de composants Les combustibles de puissance FBFC est intégrée dans la branche du groupe AREVA qui conçoit, fabrique et vend des assemblages de combustibles ainsi que des services pour les centrales de production d électricité. L'usine de Romans possède l ensemble des outils de transformation de la matière uranifère, ce qui en fait un fournisseur majeur des électriciens du monde entier. En trente cinq années, FBFC Romans a fabriqué près de 70 000 assemblages de combustibles pour des exploitants de centrales nucléaires.! Un outil industriel moderne Les unités de production de combustibles de puissance possèdent un ensemble d équipements modernes de transformation de la matière uranifère. Cela lui permet de répondre aux exigences les plus élevées en termes de sécurité et de sûreté de fonctionnement et de se positionner comme un interlocuteur majeur dans le marché mondial du combustible nucléaire. Contrôle visuel d un assemblage de combustibles. Les données de production annuelle Tonnes d'uranium transformé en assemblages 2009 2010 2011 2012 Prévision 2013 425 478 536 615 750 Une centrale nucléaire de 1 300 MWe contient 193 assemblages, soit 104 tonnes d uranium sous forme de 16 millions de pastilles réparties dans 51 000 crayons. Le niveau de production est croissant depuis 2009. Le plan de charge augmentera de 20% en 2013. Cela est dû au fait que FBFC fabrique cette année les tous premiers assemblages de combustibles pour un nouveau réacteur EPR TM en Chine. Le niveau de production se stabilisera aux alentours de 750-800 tonnes d uranium par an dans les futures années. Il restera toutefois en-dessous de la capacité maximale de l'usine située actuellement à 1500 tonnes de poudre d uranium. 8 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012

Les étapes de fabrication d un assemblage de combustible de puissance CHIMIE DE L URANIUM Transformation de l hexafluorure d uranium en poudre d oxyde d uranium (UO2) Pastillage Crayonnage SOUDAGE Chargement des pastilles, soudage des bouchons d extrémité et contrôles divers Conversion METALLURGIE DES POUDRES La poudre d UO2 est pressée sous forme de petits cylindres appelés pastilles. Elles sont, ensuite, frittées à haute température Grilles MONTAGE ET SOUDAGE des composants en zirconium et contrôles divers Mécanique USINAGE ET SOUDAGE de composants à base d inox Assemblage MONTAGE ET SOUDAGE des différents composants et contrôles finaux La conversion : L hexafluorure d uranium (UF6) enrichi est la matière première de l usine de Romans. L UF6 devient de la poudre d oxyde d uranium, suite à un procédé chimique de transformation par l utilisation de fours de conversion. Le pastillage : La poudre issue de l atelier conversion est compactée sous forme de pastilles d un diamètre de huit millimètres et d un poids de sept à huit grammes. Les pastilles sont ensuite frittées dans un four à 1700 C et acquièrent alors leur solidité et leur densité définitives. Le crayonnage : Les pastilles (environ trois cents) sont introduites dans des tubes de zirconium d environ quatre mètres de hauteur, appelés gaines. La gaine constitue la première des trois barrières de sûreté qui, au cœur d un réacteur nucléaire, protègent toutes les disséminations de la matière radioactive. Chaque gaine est remplie de pastilles et scellée aux deux extrémités par deux bouchons. L ensemble constitue alors le "crayon combustible". L assemblage : Les crayons sont réunis dans une structure métallique appelée squelette pour devenir un assemblage de combustibles. L ensemble est alors constitué de deux cent soixante quatre crayons. Chaque étape de la fabrication des assemblages est soumise à des contrôles très stricts, avec des vérifications dimensionnelles et visuelles. Les assemblages constituent le cœur du réacteur. Ils y restent, en moyenne, entre trois et quatre ans. La fission de l uranium, dans la cuve, fournit la chaleur nécessaire à la production de vapeur utilisée pour produire de l électricité. La totalité du processus de fabrication est contrôlée Qualité, Sécurité, Sûreté, Radioprotection et Environnement. Une traçabilité permanente y est associée. Une pastille d oxyde d uranium de 7g génère autant d énergie qu 1 tonne de charbon ou de pétrole Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 9

Les combustibles de recherche L usine de Romans fabrique depuis près de 50 ans des éléments combustibles pour des réacteurs de recherche. EIle livre annuellement plus de 500 éléments à des centres de recherche et des universités. 25 modèles de combustibles ont été livrés dans 40 pays (Japon, Canada, Etats-Unis, la totalité de l Europe, l Australie et l Afrique du Sud ). Elle fournit également des cibles à base d uranium dont on extrait, après irradiation dans un réacteur de recherche, un radio isotope du molybdène, qui sera utilisé pour le dépistage ou le traitement de tumeurs cancéreuses. Contrôle dimensionnel d'un combustible de recherche Plaques de combustibles 2009 2010 2011 2012 Prévision 2013 9 450 12 600 13 000 14 170 15 000 Le niveau de production de plaques de combustibles a connu une forte augmentation de production en 2010. Il croît régulièrement et devrait atteindre 17 000 plaques en 2016. Un projet d extension de l atelier de production est à l étude. Fusion La fusion consiste à fondre de l'uranium métal avec du silicium ou de l'aluminium pour obtenir un alliage uranifère. L'alliage obtenu est transformé en poudre très fine par diverses étapes. Concassage / Broyage Tamisage Cette poudre est ensuite compactée afin d'obtenir un noyau qui est ensuite inséré dans un cadre et un couvercle en aluminium pour obtenir un sandwich. Assemblage Après avoir subi de nombreux contrôles, les plaques combustibles sont assemblées dans une structure d'aluminium rainurée. Encadrement Contrôles Pressage Laminage Le sandwich est ensuite transformé en plaque combustible par des opérations successives de laminage. 10 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012

Les composants mécaniques L usine de Romans réalise des composants à base de zirconium et d inox nécessaires à la fabrication des assemblages de combustible. Ces pièces sont indispensables pour la bonne tenue, pendant près de 4 ans, de l assemblage combustible dans le réacteur nucléaire. FBFC en réalise pour ses propres besoins mais également pour d autres fabricants de combustibles (unités du groupe AREVA ou clients dans le monde) La grappe a un rôle essentiel : démarrer le réacteur, le piloter pendant une vingtaine d années et l arrêter. La grille assure le positionnement et le maintien du crayon. Elle doit aussi faciliter le transfert de chaleur entre combustible et eau du réacteur. Les embouts sont des pièces en acier inoxydable (inox et inconel) situées aux extrémités de l assemblage. Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 11

La politique de développement durable Le groupe AREVA a fait du développement durable la clef de voûte de sa stratégie industrielle avec la triple ambition d une croissance rentable, socialement responsable et respectueuse de l environnement. AREVA intègre le développement durable dans ses pratiques de gestion, à travers une démarche de progrès continu qui s articule autour des dix engagements ci-dessous. La gouvernance : conduire une gestion responsable de nos activités conformément aux valeurs du groupe, évaluer les performances et informer nos parties prenantes. Le progrès continu : déployer une démarche s appuyant sur des pratiques partagées au sein du groupe. La performance économique : assurer la pérennité du groupe par une croissance rentable à long terme. L innovation : offrir des technologies de pointe pour anticiper les besoins et accroître notre compétitivité en respectant la sûreté nucléaire, la sécurité de l environnement et des personnes. La satisfaction des clients : être à l'écoute des attentes de nos clients, anticiper leurs besoins, accompagner leur développement, faire progresser leur satisfaction. L implication sociale : favoriser l épanouissement professionnel de nos collaborateurs et veiller à la qualité de leurs conditions de travail. La prévention et la maîtrise des risques technologiques : offrir le plus haut niveau de sûreté et de sécurité afin de préserver la santé des salariés, des populations et protéger l environnement. Le respect de l'environnement : limiter nos impacts en réduisant nos consommations de ressources naturelles, maîtriser nos rejets et optimiser la gestion de nos déchets. Romans : une démarche de progrès reconnue La politique de développement durable de FBFC Romans s inscrit dans le prolongement d une politique initiée depuis son démarrage en matière de santé, sûreté, sécurité et d environnement. Son engagement dans cette voie n a cessé de se renforcer année après année. Les démarches de progrès ont été reconnues par des organismes indépendants. FBFC a ainsi obtenu, en août 2011, la certification conjointe selon les référentiels ISO 9001, OHSAS 18001- ISO 14001. Cette triple certification est la reconnaissance du travail accompli en termes de qualité produits, de prévention des risques du travail et de limitation de son impact sur l environnement. Le dialogue et la concertation : établir des relations de confiance avec nos parties prenantes. L intégration dans les territoires : participer au développement économique et social des territoires. 12 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012

Alain Richard Les dispositions prises en matière de sûreté nucléaire et la radioprotection Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 13

Les principes de sûreté Les différents risques potentiels liés à l exploitation des installations ont été identifiés et analysés dès la conception, qu il s agisse des risques d origine nucléaire (principalement dispersion de matières radioactives et exposition externe), des risques d origine interne (défaillances de matériel, fuites ) ou encore des risques d origine externe à l installation (séismes, vents forts, explosions ). Dans un impératif absolu de protection des personnes et de l environnement, le site de Romans a comme priorité n 1, la prévention, en toutes circonstances, de la dispersion éventuelle des matières toxiques et radioactives. A cette fin, il applique le concept de "défense en profondeur", qui conduit à la mise en œuvre de lignes de défense visant à pallier les défaillances techniques ou humaines : des barrières techniques (équipements, boîtes à gants, moyens de contrôles ) et des barrières organisationnelles (procédures, système de maitrise du changement, organisation du site en chef d installation ). Notre politique de développement durable s opère également au travers de l'analyse systématique de nos incidents ainsi que ceux du groupe AREVA, permettant ainsi d'agir sur les causes pour en améliorer la prévention. Le concept de défense en profondeur Chargement de pastilles d uranium dans des gaines de zirconium Le concept de "défense en profondeur" est un concept universel adopté par les exploitants d'installations nucléaires industrielles (INB). Il repose sur l'évaluation des risques à chaque étape de la vie d une INB, de la conception, de la construction, de la mise en service, de l'exploitation incluant le transport et la gestion des matières nucléaires et des déchets, de la mise à l'arrêt définitif et du démantèlement. Pour chacune de ces étapes, les dispositions prises sont poussées "aussi loin que techniquement et économiquement accessible" vis-à-vis des risques envisageables pour les équipements, les personnels d'exploitation, l'environnement et le public. Le concept de défense en profondeur consiste à : Prévenir les incidents et accidents par le dimensionnement des installations, dès la conception, en prenant en compte les défaillances potentielles des matériels et des hommes, et les agressions externes ; Surveiller les installations pour détecter les dérives de fonctionnement éventuelles et les corriger par des systèmes automatiques ou par l action des opérateurs ; Supposer que, malgré les précautions prises, des accidents pourraient survenir. Cela nécessite donc de concevoir et de mettre en œuvre des moyens pour en maîtriser les conséquences et notamment les rejets à l'extérieur des installations ; Prévoir enfin des accidents pénalisants et prévoir l'organisation et les moyens à mettre en œuvre dans le cadre de plans d'urgence afin d'assurer la meilleure protection possible de la population et de l'environnement. La maîtrise des risques Conformément à la charte de la sûreté d'areva, FBFC Romans met en place les mesures organisationnelles et techniques indispensables et les fait régulièrement progresser afin d'assurer un haut niveau de sûreté de ses installations nucléaires et leur exploitation. Ces mesures permettent une maîtrise des risques de l établissement par le maintien du confinement, la prévention des accidents de criticité, la prévention de l incendie et la limitation des conséquences d un séisme. Le confinement des matières dangereuses La maîtrise du risque de dissémination des matières toxiques, radioactives, inflammables, corrosives et explosives est un objectif prioritaire pour la sûreté des installations nucléaires 14 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012

et pour la protection des populations. Elle est obtenue par l utilisation de barrières de confinements disposées comme des "poupées russes" de façon à ce que la défaillance d une barrière de confinement ne puisse pas suffire à la dissémination de matière. Ces barrières sont des dispositions statiques (conteneurs, crayons, enceintes de manipulation) et dynamiques (ventilation des procédés et ventilation des bâtiments) associées à des dispositions de surveillance et d évaluation de leurs comportements. Risque Chimique Il est lié essentiellement à l'utilisation d acide fluorhydrique gazeux (HF), sous-produit de la fabrication de la poudre d'oxyde d'uranium. L HF est volatil, corrosif et toxique. En plus des dispositions prises pour garantir son confinement, des mesures de protection sont également mises en œuvre pour le personnel du site. Une tenue de protection (masque, tenue scaphandre étanche avec système respiratoire individuel) est utilisée lors des manipulations ponctuelles sur l HF. L ensemble du personnel est également sensibilisé à ce risque et une formation spécifique est obligatoirement dispensée aux nouveaux arrivants dans l atelier. Cette formation est renouvelée chaque année. Accident de criticité Un accident de criticité est le risque de déclencher une réaction en chaîne non contrôlée. Sur le site de Romans, cette réaction en chaîne n a jamais eu lieu. Le risque de criticité est maîtrisé par un respect strict de différentes limites : masse de matière, forme géométrique des récipients, distance entre les équipements et quantité d eau présente. Le franchissement d une seule de ces limites ne conduirait pas à un accident. Il y a toujours plusieurs lignes de défense pour prévenir le risque de risque de criticité. C est ce qu on appelle la défense en profondeur. Les conséquences d un accident de criticité diminuent rapidement avec la distance. Un système de détection et d alerte permet un éloignement immédiat du personnel. Les mesures de prévention vis-à-vis de cet événement consistent à prévoir, pour toutes les configurations envisagées, au moins deux niveaux de protection indépendants. Chacun de ces niveaux fait l'objet d'une attention particulière tant sur leur fiabilité que des risques d'erreurs humaines. Incendie La protection contre l'incendie est nécessaire pour maintenir le confinement des matières toxiques, radioactives, inflammables, corrosives et explosives mais aussi pour assurer la sécurité des personnels. A ce jour, plus de 1700 détecteurs incendie sont installés sur les deux INB. Ils permettent la localisation rapide et précise du moindre échauffement et une intervention rapide des équipes d intervention. Cela minimise ainsi les potentielles conséquences de ce type d évènement. Depuis le début de cette année, une société extérieure, SERIS, est venue renforcer les équipes de sécurité et de protection du site de Romans. Présente sur le site 24 heures sur 24, 7 jours sur 7, elle a notamment pour mission d intervenir rapidement avant l intervention des équipes site et des sapeurs pompiers de Romans. Séisme La structure des bâtiments contenant de la matière nucléaire est dimensionnée pour résister à un séisme de magnitude supérieur au séisme historiquement vraisemblable, connu de mémoire d Homme ou défini par les sismologues. Pour le site de Romans, il est calculé sur la base la plus pénalisante due au séisme de 1962 à Corrençon (Isère). Ce niveau maximal se situe à 5 sur l échelle de Richter. Dans le cadre de la récente rénovation de l usine de Romans, 70 millions d euros ont été investis pour encore améliorer la sûreté et la sécurité de fonctionnement, notamment dans les domaines du séisme et de l incendie. L'Evaluation complémentaire de sûreté du second semeste 2011, demandée par l'autorité de sûreté après l accident de Fukushima, confirme que les bâtiments mettant en œuvre de l uranium sont dimensionnés pour résister à un séisme de niveau très supérieur au niveau de séisme le plus improbable. Des systèmes de coupure des fluides assurant la mise en sécurité automatique des équipements en cas de séisme sont opérationnels depuis début 2012. Installation d'un confinement d'un équipement Un groupe de secours Renforcement d'un bâtiment La rénovation de l usine de Romans a pris en compte les normes les plus récentes en termes de séisme, de confinement des équipements, de tenue à l incendie et les besoins de maintien des équipements de secours quelles que soit les conditions d exploitation. Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 15

L organisation de la sûreté Le système de responsabilité est clairement défini, en lien avec la ligne hiérarchique opérationnelle. Il intègre les spécificités liées aux dispositions légales nationales, auxquelles l organisation en place permet de répondre. Les contrôles internes s'effectuent à deux niveaux. Ils sont réalisés par du personnel compétent et indépendant des équipes d exploitation : ceux de "premier niveau", exécutés pour le compte du directeur du site, permettent de vérifier l application correcte du référentiel de sûreté et du système de délégation ;! Les moyens et les équipes au service de la sûreté sur le site AREVA de Romans Une équipe de près de 100 personnes intervient sur l ensemble des composantes de la sûreté et de la sécurité, comme la radioprotection ou surveillance environnementale. Mais au-delà, c'est l ensemble du personnel et des entreprises soustraitantes qui intègrent les exigences de sûreté. Des informations, des formations réglementaires et des actions de sensibilisation auprès de nos sous-traitants développent ainsi une véritable culture de sûreté. ceux de "deuxième niveau" sont effectués par le corps des inspecteurs de sûreté du groupe, nommément désignés par le Directoire d'areva. Ils permettent de s assurer de l application de la Charte de sûreté nucléaire, et de détecter les signes précurseurs de toute éventuelle dégradation des performances en matière de sûreté nucléaire. Ils visent à apporter une vision transverse à destination de la direction du groupe et conduisent à recommander des actions correctives et des actions d amélioration. Une synthèse de l ensemble des ces éléments figure dans le rapport annuel de l Inspection Générale d AREVA. Contrôle visuel de pastilles d uranium! L organisation de FBFC garantit le respect des exigences de sûreté, conformément à la directive d'organisation sûreté - sécurité et la charte sûreté nucléaire du groupe AREVA, répondant ainsi aux principes édictés par l'autorité de sûreté nucléaire. Un nouveau dispositif pour renforcer l alerte des populations Un système d appel automatisé a été installé début 2012. Il consiste à prévenir individuellement par téléphone les résidents, industriels et particuliers, situés dans le périmètre PPI du site en cas de demande de mise à l'abri du Préfet de la Drôme ou du Directeur de FBFC. Ce dispositif est testé deux fois par an et vient en complément de la sirène audible dans le périmètre PPI. La gestion des situations d urgence : PUI, PU-TMR, PPI Pour les INB, un Plan d Urgence Interne (PUI) et un Plan d Urgence de Transport des Matières Radioactives (PU-TMR) sont obligatoirement mis en place pour faire face à un risque, susceptible de conduire à un éventuel accident. Ces deux outils permettent de maîtriser un sinistre en interne et de remettre l installation dans l état le plus sûr possible. Le PUI ou le PU-TMR est déclenché par la direction du site. Il a pour objectif de définir une organisation et les moyens adaptés permettant de maîtriser une situation accidentelle circonscrit au site. Le site de Romans organise annuellement une dizaine d exercices de déclenchement du PUI. En cas d accident susceptible d avoir un impact à l extérieur des limites du site de Romans, un Plan Particulier d Intervention (PPI) serait déclenché. Le PPI est élaboré et mis en œuvre, si nécessaire, par le préfet de la Drôme. Le PPI prévoit la mobilisation des services de secours publics (sapeurs pompiers, gendarmes, police, SAMU,...) et de l ensemble des services de l Etat. Le préfet décide et coordonne les actions, informe les populations riveraines des mesures de protection qu elles doivent mettre en œuvre. FBFC Romans organise avec la préfecture de la Drôme et l Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un exercice PPI tous les trois ans. Le dernier a eu lieu en février 2011. 16 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012

Contrôle non destructif de crayons de combustibles Modifications 2012 ayant obtenu l autorisation de l ASN Les modifications majeures des équipements et des installations sont soumises à autorisation de la part de l Autorité de sûreté nucléaire. Elles permettent, entre autre, d améliorer la sûreté, la sécurité et la productivité de l installation. Le détail des autorisations obtenues pour les deux INB est présenté ci-dessous. Autorisations obtenues au titre de l INB 63 : Mise en service d une unité de dégainage mécanique ; Démontage des équipements d un local de dégainage chimique ; Démontage de l incinérateur du bâtiment de traitement des déchets arrêté depuis 2006 ; Implantation de recoupements coupe-feu au laboratoire ; Rénovation et modification de fonctionnement des parcs d entreposage de déchets ; Installation d une unité de production de poudre d alliage d uranium molybdène. Autorisations obtenues au titre de l INB 98 : Mise en service de cuves tampons en sortie des équipements de traitement de la station des effluents, "Neptune" et avant rejet à l Isère ; Réception et traitement d assemblages en retour dans le hall d expédition ; Réception, entreposage et reconditionnement d uranium à < 5% en provenance d une usine de fabrication de combustibles à base d uranium du groupe AREVA ; Prolongation de l exploitation des fours de frittage de pastilles, DEGUSSA n 1 et n 4 Mise en service du procédé de recyclage de la matière rebutée sèche sur la ligne 5 de conversion ; Démontage des équipements d homogénéisation n 2 et n 3 en vue de la rénovation de l homogénéiseur n 2 ; Démontage du four de conversion n 7, à l arrêt ; Création d un nouveau local d entreposage dans le bâtiment de Conversion. Les actions d'améliorations menées en 2012 En complément des autorisations délivrées par l ASN, l établissement de Romans a procédé à une série d'évolutions majeures : Au titre du site : Mise en service du système de détection et de coupure sismique du site de Romans ; Création d une direction "Maitrise ouvrage projets" dédiée à la réalisation des projets répondant aux engagements; Création d un comité de pilotage "engagements ASN et projets". Au titre de l INB 63 : Lancement du processus de changement de gouvernance des activités CERCA (article 26) Au titre de l INB 98 : Lancement du projet Amélioration de la Prévention du Risque de Criticité (APRC) suite à l incident de niveau 2 sur la gestion des bouteillons ; Qualifications pour la fabrication du premier assemblage EPR. Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 17

Les inspections de l'autorité de sûreté nucléaire En matière de contrôle, l Autorité de sûreté nucléaire est chargée de vérifier le respect des exigences (règles générales, prescriptions particulières ) applicables aux INB. En application du principe de responsabilité première de l exploitant, l Autorité de sûreté nucléaire s'assure que tout exploitant d'installation nucléaire de base exerce pleinement sa responsabilité et ses obligations en matière de radioprotection ou de sûreté nucléaire. Pour une installation nucléaire de base, l'asn peut exercer son contrôle sur tout ou partie de l'installation, ainsi qu'à toutes les étapes de sa vie, de sa conception à son démantèlement, en passant par sa construction, son exploitation et sa mise à l'arrêt définitif. Les contrôles exercés par les autorités de sûreté nucléaire recouvrent plusieurs aspects : examens et analyses de dossiers soumis par les exploitants, réunions techniques, inspections L'ASN dispose par ailleurs de pouvoirs d'injonction et de sanction adaptés, lui permettant d'imposer à l'exploitant d'une installation ou à la personne responsable de l'activité concernée le respect des conditions qu'elle estime nécessaire à la poursuite de l'activité. L Autorité de sûreté nucléaire a conduit 15 inspections en 2012. Dates Lieu et thème 19 janvier INB 98 et 63 : Respect des engagements 28 février INB 98 et 63 : Laboratoire agréé 15 mars INB 63 : Contrôle, essais périodiques, maintenance et travaux 05 avril INB 98 et 63 : Application de la décision ASN n 2012-DC-0255 du 10 janvier 2012 relative aux entreposages de matières au sein de l INB n 98» et «Evénement d échauffement de poudre d UAl2 dans le mélangeur de la cellule SE5A de l INB n 63 19 avril INB 98 et 63 : Radioprotection 22 juin INB 98 et 63 : Exploitations des INB 21-22 juillet INB 63 : Retour d expérience de l accident de Fukushima Daiichi 03 août INB 98 : Exploitation de l atelier R1 17 août INB 98 et 63 : Suivi des prestataires pendant les travaux d été 04 septembre INB 98 et 63 : Incendie 18 septembre INB 98 et 63 : Management de la sûreté 28 septembre INB 98 : Événements significatifs déclarés au titre de la sûreté les 17 et 24 septembre 2012 relatifs à la découverte d écarts aux règles d identification, d entreposage et de transfert interne des bouteillons de matières fissiles issues des rectifieuses 16 octobre INB 98 et 63 : Confinement et ventilation 13 novembre INB 98 : Contrôle, essais périodiques, maintenance et travaux 06 décembre INB 98 et 63 : Gestion des déchets Entreposage d'armoires de pastilles d'uranium en géométrie sûre Pour chacun des thèmes abordés, la synthèse effectuée par les inspecteurs ASN et les principales actions engagées en conséquence par l exploitant sont présentées en annexe de ce rapport. La synthèse de chaque inspection et les demandes associées sont consultables sur le site internet de l ASN. 18 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012

L évaluation complémentaire de sûreté au regard de l'accident de Fukushima Suite à l accident de Fukushima, des dispositions importantes sont prises au sein d AREVA, visant à renforcer les niveaux ultimes de la défense en profondeur des installations nucléaires. Ces dispositions se composent de moyens supplémentaires de prévention, de mitigation et de gestion de situations extrêmes. Ces nouveaux moyens seront robustes à des niveaux d agression naturelle significativement plus élevés que ceux pris en compte lors du dimensionnement initial des installations. La décision de construire sur les sites de La Hague, de MELOX, du Tricastin et de Romans des nouveaux Postes de Commandement (PC) de crise a été prise au cours de l année 2012. Ces bâtiments permettront, dans des configurations de rupture, d assurer la permanence et l efficacité du pilotage de la crise. Ces outils renforcés incluent l ensemble des fonctions nécessaires au pilotage d une crise grave. les structures de pilotage et de gouvernance. Au-delà des difficultés techniques associées à ce type de situation, la maîtrise des relations avec l ensemble des parties prenantes est aussi un des enjeux majeurs de la maitrise d une situation de crise. L exercice ECRIN, programmé en 2013, constitue une excellente opportunité pour progresser dans ces différents domaines. La FINA apportera lors de situations de crises les appuis et soutiens humains et matériels nécessaires venant des autres unités du groupe. Des moyens complémentaires de prévention et de mitigation tels que des moyens de refroidissement, des groupes électrogènes, des moyens de rabattage de nappes de produits toxiques, permettront par ailleurs de prévenir et de limiter des conséquences d accidents issus de ces situations naturelles extrêmes. Ils seront déployés au cours des quatre prochaines années. Le groupe a décidé de mutualiser et de structurer ses moyens de soutiens internes en créant une Force d Intervention Interne AREVA (FINA). La FINA apportera lors de situations de crises les appuis et soutiens humains et matériels nécessaires venant des autres unités du groupe. Ces équipes autonomes avec leurs moyens propres renforceront les moyens locaux et seront à même de prendre en charge des actions spécifiques en rapport avec la situation de crise rencontrée. Enfin, les exploitants nucléaires français (CEA, EDF, AREVA) poursuivent une réflexion commune pour renforcer leur appui interexploitant. Le retour d expérience montre que la gestion de situation de crise ne peut être efficace que si elle fait preuve de préparation et d entrainement pour toutes les équipes potentiellement impliquées tant dans les installations que dans Un exercice de gestion de crise Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012 19

L évaluation du site de Romans L Autorité de sûreté nucléaire a réalisé une première inspection sur le thème "premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi" en octobre 2011 sur l'inb 98 puis une seconde en juillet 2012 sur l INB 63. Les deux inspections avaient pour objectif d'analyser les mesures prises pour assurer la maîtrise des risques de séisme, d'inondation, les dispositions prévues en cas de perte des alimentations électriques ou des moyens de refroidissement, ainsi que les dispositions prises pour la préparation de l'exploitant à la gestion des situations d'urgence. Les éléments d inspections, les recommandations et les actions de FBFC pour répondre aux risques naturels sont résumés ci-dessous. Résistance au séisme Les principaux locaux industriels sont dimensionnés au séisme majoré de sécurité, à l'exception du bâtiment de recyclage, des annexes au bâtiment de fabrication de combustibles de recherche et des bâtiments servant à la gestion des situations d'urgence. Le système de détection et de coupure sismique en service depuis début 2012 sur l INB 98 améliore significativement la sûreté de l'installation en isolant automatiquement les alimentations en eau, vapeur, gaz de ville, hydrogène et électricité. Le principe sera étendu à l identique sur l INB 63 lors de la rénovation du bâtiment de fabrication de combustibles de recherche qui débutera en 2014. Le risque d'inondation Le site AREVA de Romans est situé à 21 mètres au dessus de la rivière Isère. Dans ce contexte, le risque d inondation, y compris après des ruptures de barrages en amont de Romans-sur-Isère, est exclu. De très fortes pluies pourraient générer des inondations. FBFC mène des études complémentaires pour améliorer la robustesse de l'installation à ce type de situations. Cela concerne notamment l analyse de risque d inondation des groupes électrogènes, du poste d alimentation électrique principal et des différents locaux électriques. Enfin, la perte des alimentations électriques et les moyens de refroidissement de l'installation n'ont pas de conséquences significatives en termes de sûreté. Renforcement d'un bâtiment au risque de séisme FBFC s est engagé à intégrer les recommandations liées à la tenue au séisme dans son actuel projet d étude de modernisation de son atelier de recyclage. Elle travaille également sur la création d un bâtiment dédié à la gestion de crise qui répondra aux normes les plus récentes en termes de tenue au séisme. Cellule de gestion de crise 20 Rapport de sûreté nucléaire et de radioprotection 2012