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Le Collectif antinucléaire de Vaucluse (CAN84) à passé au crible les dix dernières inspections menées par l'Autorité de Sureté Nucléaire (ASN) depuis le début de l'année 2011 sur le site du Tricastin. Le tableau est effrayant et devrait conduire à l'arrêt immédiat des réacteurs nucléaires. Pourtant l'organisme à donné son feu vert pour le prolongement de réacteurs au-delà de 30 ans. A quoi joue-t-on? Par quelle magie et sous quelle connivence technico-politico-économique l'ASN bafoue-t-elle ses propres constatations? La vie des travailleurs du site et des populations, de la région et au delà est en jeu. L'arrêt immédiat et sans condition du Tricastin est une exigence sanitaire, de santé publique, de protection de la vie.


Téléchargement : toutes les lettres de l'ASN à la Direction de la centrale du Tricastin au bas de cet article

Juin 2011 : bricolages et débrouilles sur le réacteur nucléaire n°3 et à tous les étages de la centrale nucléaire

Deux inspections inopinées de l'ASN (Autorité de Sureté Nucléaire)  les 1er et 7 juin 2011 au Centre nucléaire (CNPE) de Tricastin - dont le réacteur n°3 se trouvait à l’arrêt depuis le 21 mai 2011 pour maintenance et rechargement en combustible nucléaire ("crayons") avec un redémarrage du réacteur prévu le 28 juin 2011 - ont révélées : des lacunes en matière de surveillance des activités sous-traitées ainsi que dans le respect des règles de radioprotection, des lieux sales et sans nettoyage bien que prévu règlementairement, le non-respect des plans de qualité lors des interventions, un balisage situé au dessus de la piscine du bâtiment réacteur (BR) non-conforme aux prescriptions radiologiques, une absence de saut de zone et conditions d’accès au chantier pas claires.

Contrôlant les deux chantiers, qui étaient en cours au sein du local 3R749 et concernaient une intervention sur des vannes et des soupapes, les inspecteurs ont constaté des conditions de protections radiologiques différentes, les intervenants sur le deuxième chantier n’étant pas conscients de l’existence d’une zone orange généré par l'autre chantier d'autant qu'en sortie de zone jaune aucun appareil de contrôle (type MIP 10) n’était présent. L’équipe de la société réalisant l’intervention était composée de 3 intervenants dont 2 intérimaires dont le dossier ne prévoyait pas de gamme d’intervention. Dans ces conditions d'improvisation à risque l’équipe d’ intervention est apparue hésitante pour faire face à un écart qui s’apparentait à... un grippage des écrous dont le risque n'était pas moins de fragiliser la liaison supérieure du support.

Le redémarrage du réacteur n°2 : une autorisation qui n'a rien à voir avec la fiabilité

Quelque mois plus tôt, le réacteur n°2 de la centrale nucléaire du Tricastin avait été arrêté pour effectuer sa troisième visite décennale, du 15 janvier au 26 mai 2011. Au vue des problèmes et défaillances rencontrés alors, on ne peut que s'étonner que l'Autorité de sûreté nucléaire ait donné son accord au redémarrage du réacteur le 12 mai dernier tout en exigeant d'EDF de fournir dans les six mois un rapport rendant possible la poursuite de l'exploitation de ce réacteur.

Le contrôle d’absence de fuite sur le circuit primaire principal pendant l’épreuve hydraulique notamment sur les organes de robinetterie et les tuyauteries, les épreuve sur l’enceinte du bâtiment réacteur et le contrôle de la cuve du réacteur, les affichage d'informations radiologiques et de respect des conditions d'accès aux chantiers concernant le risque d’incendie. l'intégration d’un nombre important de modifications nécessaires à l’amélioration de la sûreté ont générées 5 événements significatifs pour la sûreté et 1 événement significatif concernant la radioprotection (classé au niveau 0 de l’échelle INES).

Deux mois plus tard l'inspection du 6 juillet 2011 (2) dans le bâtiment combustible du réacteur n° 2 (INB n°87/88) s'est portée sur l’examen des conditions de radioprotection liées aux interventions réalisées en zone contrôlée et notamment sur les instruments de mesure de la radioprotection ainsi que les actions de surveillances dans la gestion de ces appareils et les actions correctives mises en place à la suite des précédents événements significatifs déclarés par le site. Là encore, les inspecteurs ont jugé que le CNPE de Tricastin devait progresser fortement et constaté l'absence de suivi mensuel de l’ensemble des appareils de radioprotection et de leur bon fonctionnement bien qu'obligatoire ( chapitre 5 du référentiel radioprotection du parc en exploitation). Cet absence de contrôle de fiabilité des appareils ne garantissant pas la validité des mesures. Rien de moins!

L'irradiation des intervenants : on effectue le contrôle en quelque sorte au pif ou à la couleur de la peau

Quant aux appareils de radioprotection en zone contrôlée et ceux des vestiaires chauds, les étiquettes apposées par l’un des fournisseurs qui attestent que le contrôle d’étalonnage a bien été réalisé tracent, à tort, la date du contrôle initial alors que c’est la date de validité du contrôle qui elle expire... un an plus tard qui est entourée. Une façon peu claire d'indiquer les durées de validité de contrôle d’étalonnage des appareils de radioprotection. Un peu plus loin le contaminamètre (n° 002) du bâtiment combustible nucléaire aurait du être lui contrôlé depuis belle lurette, ce qui n'était pas le cas.

Du côté du processus mis en place pour optimiser la dosimétrie des intervenants sur les chantiers les plus risqués (classés au niveau 3), le référentiel national précise qu’une analyse approfondie dit être effectuée sur chaque chantier. Le site nucléaire du Tricastin, lui, s'en affranchi et décide de ne pas refaire de façon systématique une analyse approfondie quand le chantier est récurent et que les conditions d’interventions sont identiques à l’intervention précédente. Et tout cela sans le mentionner donc ne permettant pas le contrôle opportun de l'ASN.

Mais au Tricastin on a l'habitude de se débrouiller avec le nucléaire. Ainsi les actions de surveillance sur la prestation de gestion des appareils de radioprotection par l’entreprise privée à qui a été attribué ce marché sont au petit bonheur la chance et pas trop contraignant pour personne : sur un objectif de 30 visites à effectuer sur l’année 2011 neuf visites seulement avaient été réalisées en 6 mois. Idem du côté de la sonde (n° 004) destinée à détecter la présence de radioéléments alpha dans le bâtiment combustible. Sur cet appareil une étiquette indique que le contrôle périodique intermédiaire a été réalisé mais aucun document atteste de la réalisation effective de ce contrôle. Et cela ne plaît pas trop aux inspecteurs de l'ASN. Ni, non plus, l'affirmation par la direction de l'existence d'un courrier du CNPE de Tricastin transmis à l’entreprise responsable de l'événement significatif en radioprotection survenu le 22 septembre 2009 mais que les inspecteurs n’ont pu examiner. Ils en demandent la transmission et fissa.

2 juillet 2011 : un incendie sur le transformateur principal du réacteur N° 1. Une réplique de ce qui s'était déjà produit l'année précédente sur le transformateur principal du réacteur N°2, sans que rien ne change.

Le 2 juillet 2011 dernier un incendie se déclarait sur l'un des pôles du transformateur principal du réacteur N° 1, une âpre fumée noire s'en dégageait faisant émerger une autre question : y-a-t-il eu émanation de dioxine? et ce transformateur ne devait-il plus être en service depuis plusieurs années? Les riverains attendent toujours des précisions sur ces 2 questions, d'autant qu'un autre incendie d’un pôle d'un autre transformateur principal, celui du réacteur n°2, avait déjà eu lieu le 25 juillet 2010.

Les effluents et l’huile du transformateur en situation critique ont été recueillis dans la rétention située sous la zone des transformateurs. Or les volumes d’huiles et d’effluents qui doivent être traités à la suite de cet incendie n'avaient toujours pas été estimés lors de l'inspection, ni la capacité et l’étanchéité de la rétention, ni planifié un contrôle régulier et fréquent du niveau des effluents, ni les solutions retenues pour leur traitement. Non sans humour noir les inspecteurs de l'ASN estiment que "certains points sont perfectibles..., nécessite une analyse poussée et la
mise en place de mesures correctives efficaces de la part d’EdF".

Et ça continue de plus belle : car si les analyses pour expliquer la cause de cet incendie sont encore en cours (au 4 juillet 2011), une fois l’incident maîtrisé, la source externe principale d'alimentation qui devait redistribuer le courant est restée indisponible du fait du "blocage" d'un système d'alarme. Aucune procédure de substitution n'est prévue dans ce cas-là.

Parallèlement et indépendamment de l'incendie donc une erreur de consignation d’une des alimentations 48V sur le tableau électrique (LCA) a rendu indisponibles certaines alarmes, dont une qui était nécessaire à la conduite en situation accidentelle (APE). Cet incident a dont été déclaré comme "évènement significatif pour la sûreté" le 6 juillet 2011. On a de quoi douter sérieusement de la fiabilité de cette centrale nucléaire. C'est en tous les cas ce que les inspecteurs commencent à se dire en exigeant que le compte-rendu de cet événement significatif comporte une analyse démontrant que cette erreur n’a pas eu d’incidence sur la conduite en phase accidentelle durant la gestion de l’incendie et que la direction leur transmette la liste exhaustives des alarmes rendues indisponibles.

Certains diraient volontiers qu'on joue avec le feu. Et puis, tant qu'a faire, autant exposer aussi au risque certains intervenants que l'on a vu pénétrer dans la zone balisée entourant le transformateur sans leurs équipements de protection individuelle. Tandis que plusieurs incohérences apparaissent dans la chronologie de l’événement. Et dire que les techno-scientistes viennent nous déclarer à longueur de médias que la France est maîtresse en sécurité!

Mais on ne s'arrête pas en si mauvais chemin. L'analyse de la main courante des différents postes du Plan d'Urgence d'Intervention(PUI) fait apparaître des "écarts", des erreurs dans les numéros de certains postes (PCM3 et PCM5 notamment), de l’état médiocre de certains coffrets PUI (lampe de poche hors service, gants et chiffons manquants, vitres de boitiers de clefs déjà cassées) et de l’absence de journaux de bord (PCL, PCL3 notamment) indispensables pour éviter des retards dans le déroulement des interventions et la perte de traçabilité en vue du "retour d’expérience" de l'incident.

Fissures sur deux réservoirs de rejets des effluents de circuit secondaire

La rétention destinés à recueillir les rejets des effluents du circuit secondaire (située à la base de deux réservoirs référencés SEK 001 et 002 BA) était fissurée depuis plusieurs mois. Des dégradations dues au vieillissement des installations. Aussi des travaux visant à traiter ces fissures sur le revêtement bitume et à reprendre des joints ont du être effectués. Malheureusement, là encore, on nage - si l'on peut dire- dans l'approximation. Ainsi la partie basse du fond est remplie d'eau qui s’étale du contact entre la base du réservoir jusqu'à son scellement béton. D'où vient la fuite d'eau? mystère et boule de gomme pour les responsables. C'est là leur conception de la remise en conformité dans les locaux et sur les équipements de station de pompage importante pour la sûreté. Et, sans honte aucune, déclarent "cette flaque n’a pas été vue au cours de la dernière visite de contrôle effectuée dans cette galerie qui a déjà nécessité des travaux d’étanchement".

L'ASN (4) demande donc instamment à ce que que soit vérifiés tous les supports des autres pompes, de faire le point sur la présence d’eau dans cette galerie et les galeries homologues, et que les actions de maîtrise des fuites d’huile et d’eau soient rendus plus "intelligibles". C'est le moins que l'on puisse demander sur des installations nucléaires!

Plus de 10 points de fissures sur le mur extérieur du bâtiment électrique et des auxiliaires de sauvegarde du réacteur n°1

Le mur extérieur en béton du bâtiment électrique et des auxiliaires de sauvegarde du réacteur n°1  menace sérieusement la sécurité. Le béton est éclaté en plus de 10 endroits et va jusqu'à laisser apparaître le ferraillage de la structure. Situé au niveau du toit les altérations sur les parois extérieures des bâtiments ne sont pas anodines.

L’étanchéité des toitures des bâtiments combustible ne va pas mieux et montre la présence d’infiltrations récurrentes déjà repérées en 1998, en 2003 et en 2009 tout comme sur celle de l'autre réacteur n°1. Là, il s'agit ni plus ni moins de détériorations du aux tassements différents du sol selon les bâtiments. Et le même phénomène se produirait entre les bâtiments homologues du réacteur n°2.

Quel va en être l’évolution? qu'a prévu le site nucléaire pour y parer? Dans quel délais? d'autant que des phénomènes identiques ont été constatés sur une autre centrale nucléaire, celle de Dampierre dans les Yvelines.

Mais dans les centrales nucléaires ont a l'habitude de jouer avec le temps et les délais, comme par exemple pour les travaux de nettoyage et d'étanchéité des circuits et caisses à huile et la récupération des fuites des presse des pompes. L'échéancier lié aux principaux arrêts de réacteurs (visites périodiques et visites décennales) prévoit un achèvement... en 2020 alors que les travaux restant à réaliser, aussi bien au terme du 31 décembre 2011 que de l’année 2020 ne sont, de l'avis de l'ASN, pas maîtrisés.

Même approximation de délais dans la réfection des surfaces des caniveaux d’arrivée à la fosse de séparation des effluents de la station de déminéralisation, qui devait être terminée avant juin 2010, et qui a été retardée... Ce serait à cause des différents arrêts de réacteurs. La question naturelle qui vient à l'esprit est : ces arrêts étaient-ils programmés? auquel cas nos supers techno-scientistes auraient du être capables d'en programmer les interventions; ou bien s'agit-il d'arrêts intempestifs d'urgence? qui auraient eu lieu quand ? Et sur quelle durée? Ici, c'est le plus grand flou. Et certainement un petit détail qui n'émeut pas outre mesure les nucléocrates.

Idem côté tuyauterie de vapeur des réacteurs. Afin d’éviter les blocages de glissement des cales des cadres de tuyauteries de vapeur principale sur les réacteurs n°1 et n°4 -déjà observés lors des variations de température- la surface de glissement doit être modifiée mais, manque de pot, la société industrielle qui doit livrer les pièces à un problème d’approvisionnement. Alors on ne réalisera les modifications urgentes que plus tard, lors des arrêts 2011 des réacteurs n°3 et n°4 sur lesquels la modification... de 2010 sera réalisée.


4 mai 2011, en plein épisode "Fukushima qui continue à ce jour : défaillance sur le réseau d’alimentation électrique principal du réacteur n°1, rupture d'une membrane de protection, procédure d'arrêt inappropriée et contraire aux règles. Contamination radioactive des sols. On a privilégié la compétitivité de l’installation et le redémarrage du réacteur par rapport à la sûreté.

Le 4 mai 2011, une défaillance sur le réseau d’alimentation électrique principal a été suivi d’un blocage d’un groupe de grappes de contrôle qui a conduit à arrêter manuellement le réacteur n°1 et à requérir l’alimentation électrique auxiliaire.  

Lors de la reconnexion de l’alimentation électrique principale, le cumul de deux anomalies (de mauvais et faux signaux d’alerte liés notamment à une coupure électrique intempestive et fugitive sur le tableau de distribution électrique n'assurant plus continuité de l’alimentation) a entraîné la mise en service automatique de l’injection de sécurité. Le débit a provoqué la montée en pression du circuit primaire. Cette montée en pression a entraîné à son tour l’ouverture à de multiples reprises d’une soupape de sûreté... 52 fois pendant plus de 35 mn! Une membrane de protection contre les surpressions du réservoir de décharge du pressuriseur s'est rompue entraînant pendant 10 mn une fuite d’eau primaire dans le bâtiment réacteur et la contamination du sol à 60 Bq/cm2 sur trois niveaux du bâtiment réacteur.

On a là les prémices d'un déroulement inéluctable et emblématique d'une potentielle explosion atomique.

Pour couronner le tout l’exploitant n’a pas respectées les règles de « conduite incidentelle-accidentelle » et replié le réacteur immédiatement dans l’état prescrit par les procédures. Ce n’est qu’environ 15 mn plus tard, alors que le réacteur était toujours en procédure d'alerte qu'a été validé le délai de 24h pour amorcer le repli en « arrêt normal sur le circuit de refroidissement du réacteur à l’arrêt » (AN/RRA). Or un blocage de groupe grappes identique s’était déjà produit sur ce réacteur par le passé et l'expérience aurait du servir.

Par ailleurs la décontamination n’étant pas terminée, le port d’équipements de protection individuelle est localement requis mais l’accès au local du réservoir de décharge du pressuriseur se faisant par deux accès, l’un seulement était équipé des équipements de protection individuelle disponibles. Le contrôleur "mains-pieds" dotés d’une alarme automatique en cas de dépassement d’un des seuils de contamination, situé au sas 8m du bâtiment réacteur, était... indisponible depuis la veille. Bien que des moyens de substitution aient été mis en place, les contrôles d’absence de contamination radiologique en sont moins rigoureux et laissés à la seule interprétation de l’agent qui se contrôle. Ces méthodes qui mettent en péril les salariés ne doivent plus avoir lieu.

Alors que cet événement était classé, dans la plus grande discrétion par les exploitants nucléaires et les médias, au niveau 1 de l’échelle INES, 6 jours plus tard, l'inspection de l'ASN du 10 mai 2011 constatait un écart notable avec la réalité et déclarait que la stratégie adoptée lors de cet incident était inappropriée. Et les remontrances de l'ASN sont sans appel : " La démarche que vous avez entreprise pour lever l’événement relevant de la « conduite normale », dans une situation de « conduite incidentelle-accidentelle » ... est contraire aux règles qu’il vous était demandé de respecter dans la situation du réacteur n°1... En situation "incidentelle-accidentelle » les exigences relatives à la « conduite normale » ne sont plus applicables car en cas d’indisponibilité de groupe 1 antérieure à l'incident toute demande de repli devient immédiate. Cet "arbitrage" pourrait conduire à penser que vous avez privilégié la compétitivité de l’installation -  le redémarrage du réacteur - par rapport à la sûreté." (5)

Mesures de radioactivité dans l'environnement non-fiables, absence de maintenance ou d'entretien sur des matériels de mesures

Le fonctionnement et les pratiques du laboratoire nommé « Environnement » du site du Tricastin répond-il  aux exigences réglementaires et normes pro-nucléaires de mesure de la radioactivité dans l’environnement? Et bien, même selon les critères contestés et contestables du lobby nucléaire, la réponse est : non. Selon l'ASN, la sentence, après son inspection du 6 avril 201, est précise : le contrôle est perfectible notamment pour la qualité des résultats de mesure tandis que certains matériels du laboratoire ne bénéficient même pas d’un programme de maintenance préventive. (6) ou bien les installation en place ne sont pas fiables.

Ainsi de l’installation de prélèvement des eaux de pluie, constituée de 3 réservoirs situés au niveau de la station de surveillance atmosphérique, où les bouchons de ces derniers reposent à même le sol, sans protection particulière, susceptibles de s’envoler et permettant à des éléments extérieurs de s’introduire dans les réservoirs de prélèvement. On envisage finalement de les entreposer dans le local où s’effectue le
prélèvement... du tritium atmosphérique ! Bonjour la contamination! Et puis "porte ouverte pour tout le monde" : certains forages permettent de réaliser des prélèvements d’eau de nappe phréatique, or ils ne sont pas fermés à clé ni sécurisés, notamment lors de travaux de remise en conformité. Dommage que des mesures compensatoires ne visent pas à sécuriser leurs accès.

Côté balise de mesure de la radioactivité ce n'est pas mieux : l'un des câbles d’alimentation d'un coffret d’alimentation est abîmé et défectueux. Quand aux évaporateurs et aux fours ils ne font pas l’objet de maintenance préventive, malgré les obligations officielles, alors que le moindre dysfonctionnement sur ces matériels peut avoir un impact significatif sur la qualité des résultats de mesure.

Régulièrement le laboratoire "Environnement" reçoit de l'extérieur de nouveaux lots de liquide "scintillant", un outil permettant la mesure de la radioactivité (tritium et carbone 14) : là encore aucun contrôle de vérification à leur réception. On se contente d'une évaluation approximative avec le lot précédent qui ne permet pas le moins du monde, de mettre en évidence une dérive dans le rendement de détection. Pourtant il est obligatoire d'effectuer un contrôle de vérification de la qualité du liquide scintillant et du rendement du dispositif avant d’entamer les mesures en réel. Idem du côté des coupelles utilisées pour les mesures radioactive d’ "activités a global et b global" : sur des lots de 500 coupelles seules la conformité de 3 est contrôlées par un contrôle visuel de leur planéité. Un contrôle de 3 coupelles sur 500 ! c'est accepter un risque plus qu'important. Etonnant et inadmissible contrôles quantitatifs et qualitatifs dans une industrie à haut risque. D'autant que les contrôles éventuels réalisés par le fournisseur extérieur ne sont pas en possession du laboratoire. Or il s'agit pourtant de fourniture critique.

Côté mesures et analyses de contamination des végétaux par spectrométrie g : elles sont sous-traitées. Mais le labo interne devrait conserver l’ensemble des échantillons pour au moins 3 mois. Histoire de pouvoir re-contrôler la radioactivité et de comparer les évolutions/augmentations de contamination. Et bien non, le laboratoire se libère de cette obligation. Et dans la même veine, alors que des fiches doivent être ouvertes pour tout écart de radioactivité constaté dans l'environnement, certains écarts ne sont pas mentionnés ou répertoriés car jugés "mineurs". Il est vrai que la radioactivité est volatile...

De la sorte aucune analyse possible pour un inventaire exhaustif d’anomalie (FAQ). Ce qui conduit à être dans l'incapacité de garantir un traitement efficace de l’ensemble des anomalies rencontrées dans la surveillance de l’environnement. Evidemment lorsque l'on constate que le personnel ne dispose même pas d’outils lui permettant de suivre les évolutions des logiciels informatiques du laboratoire impactant les mesures -à l’exception des applications de facture EDF- on mesure l'ampleur de la situation. Et ce n'est pas mieux avec les sous-traitants puisqu'aucune liste recensant l’ensemble des documents applicables d’origine externe, tels que les documents fournis par les constructeurs d’appareillage, n’a pu être présentée aux inspecteurs. Alors dans ces conditions : impossible aussi de suivre la réalisation et l'efficacité d'un éventuel plan d’actions.

Un petit tour du côté de bouteille de mélange gazeux argon/dioxyde de carbone alimentant un compteur de mesure montre d'autres incohérences : on contrôle le détendeur mais pas la bouteille de gaz elle-même qui permettrait quand même de garantir que la pression affichée sur le manomètre est cohérente avec la pression réelle.

Au niveau de balise de mesure de la radioactivité (KRS), la consultation du classeur dans lequel est archivée une partie des Fiches d'anomalies est pour le moins "olé-olé" à l'exemple de celle du 1er mars 2010 concernant un volume de prélèvement d’air : elle n’est pas numérotée.Serait-ce une façon de la faire disparaître pour pouvoir affirmer : Rien A Signaler? D'autant que les dites FAQ ne sont pas rangées par ordre chronologique et que le tableau récapitulatif en début de classeur n’est pas conforme à la réalité sur l’année 2010, Ainsi aucune personne extérieure n'est en mesure de contrôler quoi que ce soit, tout reste en famille. Dans ces conditions pourquoi se gêner? Surtout lorsque l'on sait que des écarts apparaissent d'avec la précédente "revue de direction" de 2009. C'est le lièvre qui est soulevé avec le constat que, lors de la "revue de direction" de 2010, le vérificateur et l’approbateur était... la même personne.

Dans ces conditions, les inspecteurs de l'ASN ne peuvent que regretter aussi "un manque de réactivité de la part du laboratoire dans la mise en oeuvre des actions correctives". Doux euphémisme.

Alerte à la sureté nucléaire le 16 février 2011 : les groupes électrogènes de secours des réacteurs sont menacés

L'usure prématurée des coussinets de tête de bielle d’un certain nombre de groupes électrogènes de secours des réacteurs de 900 MWe met en péril les installations nucléaires. Cet "événement significatif" pour la sûreté touchant tous les réacteurs de cette puissance est déclaré le 16 février 2011 par EdF. 2 groupes électrogènes sensibles de secours du Tricastin sont concernés par l’évènement (0 LHT et 4 LHP). Les opérations de remplacement de ces coussinets, les opérations de requalification et les actions visant à garantir leur bon fonctionnement ont-elles été menées correctement? La réponse est là-encore : non.

L'inspection de l'ASN du 17 février 2011(7) constate une absence de traçabilité de la réalisation de l’intervention, d'une part par le prestataire sur le groupe électrogène (0 LHT), et d'autre part de contrôle par l’exploitant EDF, aucune analyse de risque spécifique à l’opération de remplacement et de rodage des coussinets de tête de bielle du groupe électrogène de secours (0 LHT). Il s'agit là d'un non-respect des obligations nationales du 10 août 1984. Inquiétant lorsque l'on sait qu'une autre intervention de même type doit être effectuée sur le groupe électrogène du réacteur n°4.

Les trois dernières gammes d’essais périodiques des groupes électrogènes de secours des réacteurs n°3 et n°4 laissent aussi apparaître un problème de cohérence des actions menées dans les périodes passées, les 18 décembre 2010 et 20 octobre 2010. Or ces essais visent à vérifier que certains systèmes, en particulier celle de la pompe fonctionne correctement. Mais il n'en est rien : cette pompe n’est pas disponible et aucune justification formelle sur cette absence de vérification, ni sur ces conséquences de recevabilité de l’essai périodique n’est apportée.

Equipements sous pression nucléaire : Contrôle et documents d'émissions radioactives erronés, possible introduction de corps étranger dans les générateurs de vapeur, absence de matérialisation de zone de décontamination, toit de la salle des machine ouvert, fuite sur une vanne,...

Plusieurs équipements sous pression nucléaire (ESPN) cohabitent sur les sites nucléaires et menacent en permanence la santé et la sécurité des riverains et salariés. En posséder une documentation exacte et à jour, les dossiers descriptifs et d’exploitation, les programmes des opérations d’entretien et de surveillance (POES), les programme locaux d’entretien et de surveillance (PLES), et le programme d’inspection périodique est pour le moins déterminant.

Or, au Tricastin tout cela est erroné  (8) : la mention de la périodicité des contrôles d'équipements sous pression nucléaires et les dossiers descriptifs et d’exploitation des tuyauteries sont loin d'être complets. L’inspection de l'ASN du 2 février 2011 le confirme. Ainsi lors de l’examen par sondage de la liste des ESPN, les tableaux listant les équipements comportent des incohérences dans les mentions des émissions radioactives et d'autres items comme les catégories de radioactivité, la pression, les températures. Et il ne s'agit là que d'un sondage aléatoire minime. Ne serait-il pas temps pour ces grands spécialistes nucléocrates de vérifier et de rectifier la liste des ESPN établie et d'examiner la cohérence entre l’activité globale de chaque équipement et les activités d'émissions radioactives de tous les composants des équipements. Histoire d'être en conformité avec l’arrêté du 21 décembre 1999 relatif à la classification et à l’évaluation de la conformité des équipements sous pression. Et d'arrêter de prendre les citoyens pour des niais.

Autre constatation d'approximation : le programme de contrôle, notamment des tuyauteries, n’est pas intégré aux actions à effectuer lors de l’arrêt du réacteur n°3 programmé en 2011. Pourtant il s'impose un contrôle lors de l’arrêt d'un réacteur mais, après moultes recherches, les inspecteurs constatent que la périodicité avérée correspond non pas à celle mentionnée dans le Pan Local mais à celle définie pour... 2016. D'inexactitudes en oublis on est en droit de s'interroger sur les outils permettant le déclenchement des contrôles en cours et à venir.

Et la liste des aberrations ne s'arrête pas là. Les salariés sont en premières lignes. Une visite dans le bâtiment du réacteur n°2 révèle qu'en sortie d’une zone contaminée alpha (local de l’échangeur), le saut de zone se trouvant en partie haute de l’escalier ne dispose pas de matériel de contrôle pour le personnel; seul un panneau matérialise le changement de zone sans que ne soit apposé au sol, contrairement aux obligations de délimiter une zone de décontamination, un vinyle de protection permettant de matérialiser une aire pour ôter les sur-bottes potentiellement contaminées. Il est vrai, à la décharge des exploitants que cette obligation ne remontre que... 5 ans en arrière.

Les risques de contamination imposent pourtant que les zones contrôlées et surveillées soient équipées d’appareils de contrôle radiologique du personnel et des objets à la sortie de ces zones, appareils et notamment leurs seuils de mesure devant être adaptés aux caractéristiques des radio-nucléides présents. A ce rythme, les rayonnements ionisants, radioactifs, ont de beaux jours devant eux.

L'ASN est furax et exige que lui soit : "indiqué les raisons de l’absence de mise en place de dispositif de contrôle au niveau de ce saut de zone; de re-sensibiliser les prestataires aux pratiques de radioprotection et notamment aux règles de contrôle au niveau des sauts de zone;  que l'exploitant s'assure que les dispositifs en place soient clairement compréhensibles et que la signalétique soit adéquate pour favoriser la réalisation de ces contrôles"

Cerise sur la bombe nucléaire en puissance : le toit de la salle des machines communes aux réacteurs n°2 et n°3 n'a pas de protection vis-à-vis des corps étrangers ce qui ouvre le risque que n'importe quoi s'introduise dans les équipements sous pression et entraîne le drame. Oh, finalement il ne s'agit que d'une soupape ouverte au niveau de la casemate vapeur du générateur de vapeur (GV) n°3 du réacteur n°2 (un élément clef de la production nucléaire d'électricité) bien qu’aucun travail ne soit en cours sur l'équipement. Mais est-ce si grave puisque de toute façon au rez de chaussée du bâtiment de la salle des machines commune aux réacteurs n°1 et 2, il y a une fuite sur une vanne et aucune intervention n’est programmée lors de la visite décennale du réacteur n°2 pour réparer cet organe de robinetterie.

Si ce n'était pas aussi grave, si la vie des humains et de la planète n'étaient pas en cause, on pourrait en rire. Malheureusement les drames de Tchernobyl et Fukushima nous l'interdisent.

Le poker-menteur du réacteur n°2 du Tricastin : Toujours la menace des barres de combustibles, des coffrets électriques ouverts à tous vents, des incertitudes sur les opérations menées

Ouf! cette fois-ci ça a marché, pas comme le 7 novembre 2009 où des barres d'assemblages de combustible radioactif étaient restées bloquées plusieurs jours en l'air menaçant toute la Provence d'être rayée de la carte. Le Collectif antinucléaire 84 avait aussitôt réagit et organisé la mobilisation citoyenne contre les criminels de la destruction atomique. Ce 23 janvier 2011, lors de la troisième visite décennale du réacteur n°2, les exploitants ont donc poussé un cri de soulagement. C'est passé! Mais pour combien de temps? Car les conditions de préparation et de réalisation de l’opération de levée des équipements internes supérieurs du réacteur n°2 relèvent du poker-menteur (9). 

Plusieurs points de cette organisation doivent être renforcés et améliorés de toute urgence car plusieurs énormités sont apparues tel l’absence de vérification annuelle, par un organisme agréé, de la conformité réglementaire de l'outil de manutention des équipements internes (deux outils de manutention sont nécessaire : le pont polaire et l’outil de manutention des internes) permettant de déceler toute déformation susceptible d’être à l’origine de situations dangereuses. Et côté "pont polaire" du réacteur n°2 ce n'est pas mieux : l'exploitant n'est pas en mesure de justifier si l'observation relative au nettoyage de platelage de la passerelle de levage 5 tonnes mentionnée par l'organisme certificateur avait été suivit d'effet depuis le 18 janvier 2011, ni même si la certification portait sur l'ensemble des points à vérifier. D'autant plus inquiétant qu'il ne s'agit pas d'un acte anodin sans conséquence.

Qui plus est, alors que la directive interne EDF du 16 février 2010 relative à la prévention du risque d’accrochage d’assemblage combustible lors de la levée des équipements demande que soit effectué avant chaque opération un pré-job briefing du personnel en charge de la manutention et notamment le rappel des enjeux et des procédures à appliquer : ni les dispositions en matière d’évacuation du bâtiment réacteur, ni les principales dispositions de la procédure applicable en cas d’accrochage d’un élément combustible, ne sont rappelées. De toute façon le dernier gars qui aurait du se trouver au pré-briefing n'y était pas. Non, non : après le lancement du signal de démarrage par le chef d’exploitation en salle de commande, il était encore dans le bâtiment réacteur sans disposer d’un appareil respiratoire individuel. 

Et que dire des deux autres agents du service conduite qui ont pénétré dans le bâtiment réacteur, à partir du sas situé au niveau 8 mètres, sans se munir d’appareils respiratoires individuels. Il est vrai que le gardien de sas ne disposait d’aucune consigne autorisant ou non les accès au bâtiment du réacteur. Une situation pour le moins kakfkaienne où certains personnels sont  évacués alors que d'autres se baladent dans le réacteur le nez au vent, et d'autres entrent et sortent préalablement au lancement de l’opération. Bonjour la sécurité des travailleurs en matière de protection contre les radiations.

Mais, évidemment, s'il n'y avait qu'un problème de sécurité ce ne serait pas rigolo pour ces apprentis-sorciers. Alors ils en rajoutent une couche et selon les différents niveaux du bâtiment du réacteur n°2 ont constate en pagaille : des coffrets électriques non-fermés  alors que le code du travail l’exige pour la sécurité des personnes, ou bien des serrures dans un état tel de défectuosité des barillets et des poignées d’ouverture que l'on ne sait plus s'ils sont condamnés, fermés ou ouverts. Mais finalement est-ce pire que la présence d’un chantier sans activité et laissé en plan et présentant un potentiel d'incendie du fait de la présence de déchets de papiers, plastiques et calorifuges; ou des traces de corrosion au niveau des vis de fixation ou du joint du clapet pouvant être à l’origine d’une dégradation de l’état de sûreté. 

Mais tout cela c'est "roupie de sensonnet", comme dirait l'autre, au regard du réacteur n°2 en état d'arrêt pour rechargement et dont le bilan d’intégrité du secondaire des générateurs de vapeur et de leurs circuits connexes situés à l’intérieur de l’enceinte, expose en grand  l’absence du visa du chef d’exploitation attestant que la vérification des opérations  a bien été réalisée et par qui. Peut-être par le livreur de pizza de Bollène?

Direction le sas des niveaux 0 mètre et 8 mètres du bâtiment du réacteur n°2. Les gardiens de ces sas ont-ils connaissance de l’état du réacteur au moment ou il est en activité ou bien à l'arrêt? Que nenni, selon l’information dont ils avaient connaissance, le réacteur était à l’état « arrêt
pour intervention » : mauvaise pioche car l’état réel du réacteur était « arrêt pour rechargement ». Problématique quand même pour les agents chargés de garder les accès du bâtiment du réacteur afin d'être en capacité de faire appliquer les consignes d’accès au bâtiment selon le type de situation.

Au sas d’accès du niveau 8 mètres du bâtiment, alors que la fiche  des modalités d’évacuation du bâtiment réacteur précise que, lors de
l’évacuation, le gardien doit s’assurer que tous les badges nominatifs présents sur le tableau sont restitués à la sortie des agents, ce qui est une consigne inappropriée car elle ne permettrait plus au gardien de contrôler que toutes les personnes ont bien été évacuées et qu’elles restent postées au niveau du sas dans l’attente de consignes particulières, voire d’examens médicaux : le gardien précise qu’il n’appliquerait pas cette fiche en l’état et ne restituerait pas les badges lors de l’évacuation des agents. Qui a raison ou a tort? la fiche de consignes (inadaptées) à respecter ou le gardien, en l'occurrence, expérimenté?

Dissimulation des radiations réelles de la deuxième barrière de confinement, rapports de contrôle absents ou erronés, référentiels périmés, simples chiffons pour boucher des vannes, irradiations des personnels d'intervention  (10)

La deuxième barrière de confinement des radiations sur les réacteurs à eau pressurisée est constituée par l’enveloppe du circuit primaire principal du réacteur. Un élément clef dans la non-prolifération des radiations vers les riverains et l'environnement. Donc la nécessité d'une rigueur sans faille et un professionnalisme à toute épreuve. Il y va de la vie de millions de personnes. Pourtant certaines équipes de conduite corrigent d'elles-mêmes les valeurs de débits de fuites du circuit primaire pour les fixer à des valeurs nulles, tandis que d'autres reportent dans les comptes-rendus d'essais périodiques la valeur littérale négative. Ceci est loin d'être anodin puisque cela permet aussi d’évaluer la fatigue du circuit et les marges qui restent par rapport au risque de fissuration.

L’inspection de l'ASN du 18 janvier 2011 constate donc gentiment que "certains aspects relatifs à l’organisation du site doivent être améliorés afin de garantir une meilleure rigueur dans la traçabilité des actions de maintenance ou d’exploitation des chaudières nucléaires... afin de progresser de manière significative sur cette question." On ne voudrait donc pas se fâcher entre gens de bonne compagnie? Pourtant plusieurs comptes-rendus d'essais périodiques validés par le chef  d'exploitation présentent des "erreurs" de recopie ou de report.

Idem pour les documents relatifs à la traçabilité des pièces de rechange (comme par exemple le remplacement de bride sur le réacteur n°3): le rapport de fin d'intervention n'en dit mot et plusieurs pièces manquent dans le dossier. Pareillement pour l'opération de remplacement du bossage de la tuyauterie où le procès-verbal relatif à l'examen visuel réalisé après intervention ne mentionne pas la valeur d'intensité lumineuse relevée au poste de travail. Les nucléocrates considèrent certainement cela comme une broutille pour retrouver ce qui s'est passé et pouvoir corriger en situation d'urgence éventuelle. On nage dans le noir. D'ailleurs, en parlant de lumière, c'est pas mieux : le contrôle visuel des goujons de cuve requis à chaque arrêt pour rechargement est réalisé sur un poste de travail où l'intensité lumineuse est de 130 lux, bien inférieure au niveau de 500 lux requis par le code du travail pour y voir clair.

On peu légitimement douter ainsi de la justesse des résultats des contrôles par examen visuel dans le cadre de la maintenance préventive des pièces des circuits primaires et secondaires principaux . 

La surveillance des piquages sensibles à la fatigue vibratoire est, lui, effectué d'après un référentiel qui n'est pas à jour. Un peu comme le garagiste qui contrôlerait votre nouvelle voiture à partir du guide d'entretien d'un modèle d'il y a 20 ans et d'une autre marque et qui ne vous indiquerait pas ce qu'il à fait comme vérifications. Et dans le même registre de l'a-peu-près et de la bricole à 3 francs 6 sous : pour le remplacement, en 2009, d'une vanne on s'est servit de simples chiffons plus ou moins propres pour obturer la pièce et éviter l'introduction, dans les tuyauteries, de corps étrangers. A croire que l'on travaille dans l'industrie nucléaire comme dans une fabrique de macaroni, à l'odeur !

Lors de l'arrêt du réacteur n°1 en 2009, des interventions humaines groupées de maintenance ont eu lieu sur les circuits primaire et secondaire principaux et sur les vannes. Comme le lobby estime que les travailleurs sont là pour se faire irradier il est conçu qu'ils peuvent prendre une dose collective de 16,130 H.mSv. Mais comme on n'est pas chiche et radin dans le domaine, ces salariés ont cumulé 19,996 H.mSv dépassant donc de plus de 20% la dose collective admise. Bonjour les dégâts sur la santé! La règlementation impose dans ce cas-là qu'un bilan de radioprotection soit réalisé et qu'il soit transmis dans un délai de deux mois après le redémarrage du réacteur. Mais là aussi pas de trace de quoi que ce soit.

Et alors? on se débrouille entre gens de bonne volonté, la vie dans le nucléaire est une rigolade, la santé un objet bizarre à observer de loin. Un peu comme ce sous-traitant industriel qui fabrique des matériels destinés à être montés sur les chaudières nucléaires au Tricastin : il ignore la réglementation applicable à la fabrication pour le nucléaire. Et comme rien n'est contrôlé à l'arrivée... Tel, aussi, l'obligation de procéder à un relevé
horaire des valeurs lorsqu'un taux de fuites primaire - secondaire d'un réacteur atteint la valeur de trois litres par heure (Kukushima mon amour), notamment en mesurant l'activité en azote 16 dans les tuyauteries de vapeur principale. Et bien avant que les équipes de conduite puissent appliquer cette prescription il coulera beaucoup d'eau sous le pont St-Benezet car cette prescription n'est mentionnée ni dans les spécifications techniques d'exploitation ni dans les fiches d'alarme.

Méticuleux et sérieux s'abstenir.

En conduite normale et quotidienne des réacteurs n°1 et n°2 : alarme de mise en situation accidentelle neutralisée, non-respects des spécifications techniques d’exploitation en salle des commandes, travaux indispensables non-effectués mais ... indiqués comme réalisés, radioactivité supérieure à celle "attendue"

Le 12 janvier 2011 une inspection met en évidence qu'on ne respecte pas les spécifications techniques d’exploitation en salle des commandes, spécifications d'ailleurs difficilement identifiables. Il s'agit-là pourtant du coeur névralgique du pilotage des réacteurs nucléaires.

Des prélèvements d’effluents liquides, qui seront analysés par un laboratoire indépendant, la base de données répondant au charmant nom de "Merlin" est loin d'être enchanteresse et ne dit pas grand chose de leur niveau de radioactivité et de pollution. Les critères à surveiller sont loin d'être complets.

Ca porterait à sourire si cette pagnolade ne touchait pas : à l'activité en équivalent iode 131 des circuits de purge des générateurs de vapeur - l'iode 131 n'est, après tout, que l'isotope radioactif... qui se concentre dans la thyroïde !- à la radioactivité de l'activité gamma totale du circuit de vapeur auxiliaire, aux paramètres oxygène et chlorures + fluorures du circuit d’appoint eau et bore REA-eau, au paramètre oxygène du circuit de traitement des effluents gazeux TEG, au paramètre bore du circuit d’alimentation de secours des générateurs de vapeur ASG, au paramètre bore du circuit de purge de générateurs de vapeur APG.

Pour le réacteur n°1 c'est pas mieux : une action concerne le remplissage des bassins du circuit de circulation d’eau brute mais... la ligne est vierge, autrement dit impossible de savoir si cette activité a été réalisée ou non.

« Merlin » est finalement, en ce haut lieu de la technologie française, un prestidigitateur qui joue de sacrés tours en salle de commande : un coup je te montre les paramètres radiochimiques et chimiques , une autre fois je te les cache. Et débrouilles-toi mon garçon pour piloter la centrale atomique. Sauf, qu'après recherches déterminées : les valeurs de radioactivités présentes au 12 janvier 2010 sont supérieures à ce qu'elles devraient être.

Pour les inspecteurs : "en matière de documents opératoires de conduite, le site doit s’améliorer... d'autant que la réalisation du débriefing à chaud est perfectible" autrement dit bien loin d'être vertueux. Comme celui du pré-job-briefing à chaque renouvellement d’équipe et particulièrement lorsque les intervenants sont différents. Là il s'agit quand même de zones et d'actions à haut risque comme la conduite des générateurs de vapeur (GV) refroidis par le circuit d’alimentation de secours et des opérations transitoires sensibles. Mais qu'à cela ne tienne puisque de toute façon pour l’activité sensible appelée « stabilisation en attente à chaud » : on valide sa réalisation alors qu'elle... n'est pas effectuée!

Un peu comme sur les fiches de mesures par les chaînes neutroniques (DMP) : un coup elles y sont et ne devraient pas y être, un coup elles sont ailleurs et devraient être présentes dans le bureau de consignation, une autre fois elles indiquent qu'un clavier de consultation est inopérant alors que ce n'est pas le cas. La mise à jour laisse quelque peu à désirer... notamment pour l’analyse des besoins et des risques. Mais comme on est créatif dans le nucléaire on multiplie les canevas de présentation, les annotations manuelles et autres "bricoles" sans rentrer tout cela dans la base de données informatiques qui permet de piloter correctement la centrale nucléaire. Pourquoi s'embêter avec les références du système d’information en arrêt de tranche (SIAT)? Ici, on est des grands, on n'a pas besoin qu'on nous dise quoi faire au quotidien.

D'un autre côté, c'est plus tranquille ainsi, comme pour la mesure de température primaire de capteur qui pointe sur une température supérieure à 90°C et menace de déclencher l’entrée en situation incidentelle. Alors pour être plus tranquille, on fait une fiche indiquant l'indisponibilité de la mesure de température. Là, vraiment, les inspecteurs de l'ASN ne rigolent plus : " Cette inhibition est estimée inacceptable" et exige de l'exploitant une justification d'autant qu'une telle situation aurait du faire l'objet d'une déclaration d'incident nucléaire sur le site du Tricastin.

Conclusion de ces inspections de la centrale nucléaire du Tricastin

Comment dans un tel état de non-maîtrise et de délabrement des installations, l'Autorité de Sûreté Nucléaire a pu donner son autorisation de poursuivre l'exploitation du réacteur n°1 dix années supplémentaires, à l'issue de la troisième visite décennale réalisée entre mai et août 2009?
Pourquoi, les 4 réacteurs du Tricastin sont maintenus en activités alors qu'ils ne produisent pas tous d'électricité pour la population ou les besoins des entreprise mais servent à la nouvelle unité "Georges Besse 2" d'enrichissement par centrifugation du terrible combustible (Mox et Uranium 235) qui fait ses ravages à Fukushima? Pourquoi l'ASN s'apprête-t-elle à donner son feu vert à la poursuite d'autres réacteurs sur Tricastin alors qu'elle affirme que plus de 30 corrections déterminantes et guère réalisables financièrement et techniquement doivent être conduites?

Le Collectif antinucléaire de Vaucluse (CAN84) tire la seule conclusion logique de ces menaces au quotidien sur la vie et la santé : arrêt immédiat, inconditionnel et définitif des réacteurs du Tricastin, parmi les plus âgés du pays. Avant l'apocalypse nucléaire en Provence.
 
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   (1) Inspection du CNPE du TRICASTIN, Identifiant de l'inspection : INSSN-LYO-2011, Travaux et modifications de l’arrêt du réacteur n°3. Lettre du 8 juillet 2011, N/Réf. : CODEP-LYO-2011- 038858 à Monsieur le Directeur EDF - CNPE du TRICASTIN

(2)  19 juillet 2011 / N/Réf. : Codep-Lyo-2011-040657 Contrôle des installations nucléaires de base / Centre nucléaire de production d’électricité de TRICASTIN (INB n°87/88) / Inspection n°INSSN-LYO-2011-0435 du 6 juillet 2011 / « Intervention en zone »

(3) Contrôle des installations nucléaires de base / CNPE de Tricastin (INB n° 87/88) - Inspection n°INSSN-LYO-2011-0894 / Inspection du : 04/07/2011 / INSSN-LYO-2011-0894 (PDF - 118,96 Ko)/ Inspection réactive sur l'incendie d'un des pôles du transformateur principal du réacteur n°1, survenu le 2 juillet 2011 / 4 réacteurs de 900 MWe - EDF / Réf. : Loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire

(4) CNPE du Tricastin (INB n° 87/88) / INSSN-LYO-2011-0431 du 26 mai 2011 / Génie-civil / inspection courante du 26 mai 2011

(5) Tricastin (INB n° 87/88) / inspection : INSSN-LYO-2011-0833 (PINSN-0841)/ inspection réactive du 10 mai 2011 sur le thème « Conduite accidentelle »

(6) Inspection du CNPE de Tricastin (INB n°87 et 88) / inspection : INSSN-LYO-2011-0027 / Test de conformité « Laboratoire agréé »

(7) Tricastin (INB n°87 et 88) / inspection : INSSN-LYO-2011-0803 du 17 février 2011 / « Systèmes électriques de secours »

(8) Contrôle des installations nucléaires de base INB n°87 et n°88/ Inspection n° INSSN-LYO-2011-0427 du 2 février 2011/ Entretien, surveillance et inspection périodique des équipements sous pression

(9) Contrôle des installations nucléaires de base Tricastin / INB n°87 / Inspection n° INSSN-LYO-2011-0011 du 23 janvier 2011 / Première barrière

(10) Contrôle des installations nucléaires de base / INB n°87 et 88 / Inspection n° INSSN-LYO-2011-0426 du 18 janvier 2011 / « Deuxième barrière, circuit primaire principal »

(11) Inspection du CNPE de Tricastin (INB n° 87) / inspection : INS-2010-EDFTRI-0001 / 12 janvier 2011 /« Conduite normale »

Le Collectif antinucléaire de Vaucluse (CAN84) à passé au crible les dix dernières inspections menées par l'Autorité de Sureté Nucléaire (ASN) depuis le début de l'année 2011 sur le site du Tricastin. Le tableau est effrayant et devrait conduire à l'arrêt immédiat des réacteurs nucléaires. Pourtant l'organisme à donné son feu vert pour le prolongement de réacteurs au-delà de 30 ans. A quoi joue-t-on? Par quelle magie et sous quelle connivence technico-politico-économique l'ASN bafoue-t-elle ses propres constatations? La vie des travailleurs du site et des populations, de la région et au delà est en jeu. L'arrêt immédiat et sans condition du Tricastin est une exigence sanitaire, de santé publique, de protection de la vie.