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INSSN-OLS-2023-0689	Référence courrier : CODEP-OLS-2023-026248 Monsieur le directeur du Centre Nucléaire de Production d'Electricité de Belleville-sur-Loire BP 11 18240 LERE Orléans, le 24 avril 2023 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Belleville-sur-Loire - INB n° 127 et 128 Lettre de suite de l'inspection du 6 avril 2023 sur le thème « Transport » N° dossier : Inspection n° INSSN-OLS-2023-0689 du 6 avril 2023 Références : [1] Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V [2] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base, dit « arrêté INB » [3] Directive DI 116 « Surveillance des prestataires - mission des chargés de surveillance » [4] TRA7- Gérer le transport interne de matières dangereuses Réf D5370PCD253 indice 1 [5] Accord européen relatif au transport international des marchandises dangereuses par route Monsieur le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en référence [1] concernant le contrôle des transports de substances radioactives, une inspection a eu lieu le 6 avril 2023 au sein du CNPE de Belleville-sur-Loire exploité par EDF, sur le thème de la gestion du transport de matières dangereuses et plus particulièrement sur l'activité de calage/arrimage. Je vous communique, ci-dessous, la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthèse De L'Inspection L'inspection du 6 avril 2023 portait sur l'activité de calage/arrimage lors des transports de substances dangereuses par route sur voie publique et sur les transports internes dans le centre nucléaire de production d'électricité (CNPE) de Belleville-sur-Loire. L'inspection avait pour objectif de s'assurer de la qualification des intervenants EDF et intervenants extérieurs réalisant les activités de manutention et plus particulièrement dans l'opération de calage/arrimage, que cela soit dans le transport interne ou externe, et de la conformité des moyens utilisés pour effectuer ladite opération. Les inspecteurs de l'ASN se sont appuyés principalement sur la bonne application de la procédure en référence [4]. L'inspection a débuté par une présentation par le CNPE de l'organisation mise en place pour l'activité « transport ». Ensuite, les inspecteurs de l'ASN sont revenus sur le rapport annuel de 2022 du Conseiller à la Sécurité des Transports (CST). Ils ont également vérifié la qualification des intervenants dans les opérations de calage/arrimage (attestations de formation et d'habilitation), le contrôle technique de l'activité ainsi que la surveillance des prestataires extérieurs réglementés par l'arrêté ministériel en référence [2] et au travers du programme de surveillance exigé par le référentiel EDF précisé en [3]. Dans le cadre de l'examen de plusieurs dossiers de transport de substances radioactives (externe et interne), les inspecteurs se sont intéressés à la qualification des différents acteurs de l'activité et à la conformité de l'emballage vis-à-vis de la substance transportée (certificat de conformité d'un modèle de colis, notice d'utilisation, certificat de contrôle, attestation de contrôle de l'emballage). Aussi les inspecteurs de l'ASN se sont rendus au bâtiment des auxiliaires nucléaires du réacteur n° 1 (BAN 1) pour contrôler le transfert de matériels radioactifs entre le BAN 1 et le BAN 2, sur les aires d'entreposage nommées AOC et AOF et dans le bâtiment BCSS dédié à l'ultime contrôle des matières dangereuses avant expédition. Cette inspection a permis de constater une amélioration dans l'organisation mise en place par le CNPE depuis la précédente inspection sur le même thème. Les inspecteurs ont notamment relevé une bonne gestion de l'absence de plusieurs mois du CST par la prise en charge de ses missions par le Conseiller à la Sécurité des Transports Internes (CSTI). Aussi, le CNPE a anticipé le futur départ de ce dernier en désignant son remplaçant. Les inspecteurs soulignent aussi une surveillance et une évaluation satisfaisantes des prestataires participant à l'activité de calage/arrimage. Quelques points d'amélioration et demandes de compléments sont cependant identifiés dans le présent courrier. ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Sans objet ## Ii. Autres Demandes Rapport Annuel Du Cst Le rapport annuel du CST exigé par l'accord [5] recense les vérifications réalisées dans le domaine de la radioprotection sur le thème « sources radioactives » pouvant avoir une incidence sur les activités liées au transport de marchandises dangereuses. Lesdites vérifications réalisées en 2022 n'ont pas relevé d'écarts mais ont permis d'identifier des actions d'amélioration concernant la propreté radiologique de certains locaux ou matériels comme par exemple la mise en place de modes opératoires pour préciser les modalités d'extension d'une zone sacralisée DI82(1)(zone dédiée aux contrôles des matériels et équipements sortant de zones délimitées) et pour préciser les modalités de contrôle de la remorque et citerne APG 0 TES 004 BA avant sa sortie. Vous nous avez indiqué que le service SPR prend en charge le sujet et que des actions seront mises en place sans en préciser la nature. Demande II.I : informer l'ASN des actions prévues par le service SPR suite à la vérification réalisée sur le thème des sources radioactives en 2022. ## Formation Des Acteurs Votre procédure interne référencée [4] exige, en son paragraphe 5.3.2.1 « Calages arrimages standard », que : - « Les colis et leur contenu sont arrimés de façon sûre et réalisés par un intervenant formé au calage/arrimage. - « Attention, le calage/arrimage est contrôlé par un intervenant formé et différent de celui ayant réalisé le geste.» Or dans les attestations de formation et habilitation de l'intervenant ayant réalisé le calage/arrimage lors du transport interne formalisé par la fiche transport n° 0012628 (transmis par mail à l'ASN après l'inspection), il n'est pas précisé si cette personne est formé et habilité à cette activité. Demande II.2 : transmettre un document attestant que cet intervenant soit formé à l'activité de calage/arrimage. Dans le cas contraire, transmettre les actions mises en œuvre pour vous assurer que les personnes réalisant l'activité de calage/arrimage soient formées en conséquence. ## Activité De Calage Arrimage Votre procédure interne référencée [4] exige au paragraphe 7.7 « Contrôles radiologiques » de « Mettre en place un programme des contrôles radiologiques pour les matériels et les accessoires de calage/arrimage (sangles, patins d'adhérences, …) sur le moyen de transport. » Or, bien que des contrôles radiologiques existent, ils ne sont pas formalisés et le CNPE de Bellevillesur-Loire n'élabore pas de programme de contrôles radiologiques de ces matériels et accessoires. Demande II.3 : préciser les actions mises en œuvre ou envisagées pour mettre en concordance la procédure référencée en [4] avec la pratique. (1) - ## Classification De La Matière Transportée Conformément à votre procédure interne référencée en [4], les matières dangereuses radioactives solides sont, en vue de leur transport interne, classées (de TI0 à TI3) selon leur activité exprimée en nombre A2 et, pour celles sous forme spéciale, en nombre A1. Les « fiches sortie ZppDN (zone à production possible de déchets nucléaires) et suivi transport interne classe 7 » utilisées au sein de votre installation prévoient le contrôle du débit de dose au contact du colis pour vérifier la bonne classification du colis. Du fait de l'homogénéité du parc nucléaire français, vous avez indiqué que la relation entre activité et débit de dose est définie à partir de spectres type pré établis sur la base d'un retour d'expérience concernant les transports de déchets nucléaires, et en l'occurrence le spectre « S122 » qui est caractéristique des matières transportées au sein du CNPE. A noter que pour certains déchets produits en exploitation (tels les résines échangeuses d'ions, les concentra d'évaporateur…) leur activité doit être mesurée soit directement par spectrométrie gamma soit en laboratoire. Comme indiqué dans la procédure [4], la valeur d'A2 retenue est égale à 870 GBq et la « Fiche avis et remarque D4507127718 » fait la synthèse des méthodes de caractérisation. Or, il est possible que vous réalisiez des transports internes de matériels ou objets contenant un radionucléide spécifique. Lors de la visite terrain, les inspecteurs ont par exemple assisté au chargement en vue d'un transport interne de matériel utilisé pour le contrôle de pièges à iode contenant a priori principalement de l'iode 131 (A2 égale à 700GBq). Demande II.4 : vérifier que les modalités de contrôle des colis par mesure du débit de dose au contact et application d'un spectre type permettent bien de prendre en compte les transports de colis de matériels ou objets contenant des radionucléides spécifiques. Demande II.5 : transmettre la « Fiche avis et remarque D4507127718 ». ## Suivi Des Engagements L'inspection a permis de vérifier le solde des engagements pris par le CNPE dans le domaine du transport. Toutefois les modes de preuves transmis après l'inspection sur l'engagement A61666 relatif à la conformité des ancrages de vos véhicules à la norme EN 12195-1: 2010 ne sont pas suffisants. En effet, dans votre application informatique « Caméléon », il est indiqué que vos fournisseurs de matériels devaient vous communiquer les éléments permettant de démontrer le respect de la norme EN 12195- 1 : 2010 pour les ancrages présents sur les véhicules utilisés pour le transport interne. Ces éléments ne font pas partie de votre réponse. Demande II.6 : transmettre les éléments qui démontrent le respect de la norme EN 12195-1 : 2010 pour les ancrages présents sur les véhicules utilisés pour le transport interne. ## Visite Terrain Les inspecteurs de l'ASN ont constaté lors de la visite sur le terrain un entreposage sur une aire hachurée bleue de six sacs au niveau du local NA 0792, sans fiche d'entreposage. De plus, cet entreposage se trouvait au niveau du coffret électrique 1KHY011CR alimentant une détection d'hydrogène. Les inspecteurs s'interrogent sur le risque d'incendie généré par cet entreposage d'apparence en écart par rapport à votre référentiel. Demande II.7 : mettre en conformité l'entreposage de ces six sacs identifiés le jour de l'inspection au niveau du local NA 0792. ## Iii. Constats Ou Observations N'Appelant Pas De Reponse A L'Asn Activité De Calage/Arrimage Votre procédure interne référencée [4] indique au paragraphe 5.3.2.1 « Calages arrimages standards » que « La bonne pratique est de prendre des photos des conteneurs après calage/arrimage pour assurer que le conteneur est parti dans des conditions optimales de transport. » Observations III.1 : Au regard des fiches de transports examinées et notamment la « fiche de transport classe 7 srou101115-7 », il s'avère que la photo n'apporte pas le mode de preuve du bon calage/arrimage. Vous nous avez déclaré que la photo était prise pour avancer dans l'application de la tablette plus que pour apporter la preuve du bon calage/arrimage. Il est de votre responsabilité de vous assurer que les photos prises et présentes dans les fiches de transports justifient le bon calage/arrimage des colis. Observations III.2 : Au bâtiment BCSS, l'activité de calage/arrimage est vérifiée et chaque vérification est tracée dans un tableau. Ce dernier indique également, au besoin, qu'un geste de reprise a dû être réalisé au niveau du calage/arrimage. Cette traçabilité est une bonne pratique mais elle pourrait être améliorée en indiquant la cause de la reprise afin de réaliser un retour d'expérience et d'identifier celles qui sont récurrentes. ## Visite Terrain Observation III.3 : lors de la visite terrain au niveau du transfert de matériels « piège à iode », les inspecteurs de l'ASN ont constaté au niveau du SAS de sortie de la zone contrôlée les faits suivants : - une partie du sol est abîmée à l'emplacement d'une empreinte d'un ancien poteau la rendant difficilement décontaminable ; - une cartographie est réalisée une fois par semaine tranche en marche et une fois par quart en arrêt de tranche. La cartographie ne semble pas proportionnée aux mouvements dans cette zone, notamment en cas de manutention importante hors période d'arrêt de réacteur ; - un container de transport était en partance : un plomb était mis en place avant le départ du transport au niveau du container afin de sécuriser son contenu. Ce plomb devait être enlevé par le cariste et non le destinataire du transport, ce qui ne semble pas être un choix judicieux ; - des sangles en vrac ont été constatées présentes dans le container, lors de son ouverture. Observation III.4 : lors de la visite terrain les inspecteurs ont aussi constaté que : - le siphon 1JSN0712GS était bouché. Suite aux interrogations des inspecteurs, vous nous avez précisé par mail du 12 avril 2023, que le rôle de ce siphon est d'évacuer la présence d'eau éventuelle à l'instar d'eau d'extinction de feu ou d'eau de fuite. Vous nous avez aussi déclaré qu'une demande de travaux (DT) était en cours (DT N° 1388947) pour le déboucher ; - le kit d'antipollution n° 4 était déplombé ; - en sortie de la zone contaminée, une affiche indiquait que le contrôle C2 s'effectue avec le casque (mesure COVID qui semble ne plus être en vigueur). ## Vous voudrez bien me faire part sous deux mois de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée. Chef de la division d'Orléans Signée par : Arthur NEVEU
INSSN-OLS-2023-0728	Référence courrier : CODEP-OLS-2023-023753 Monsieur le directeur du Centre Nucléaire de Production d'Electricité de Dampierre-en-Burly BP 18 45570 OUZOUER-SUR-LOIRE Orléans, le 11 avril 2023 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Dampierre-en-Burly - INB n° 84 Lettre de suite de l'inspection du 28 mars 2023 sur le thème « Conduite incidentelle/accidentelle VD4 du réacteur n°2 » N° dossier : Inspection n° INSSN-OLS-2023-0728 du 28 mars 2023 Références : [1] Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V [2]Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base [3]Cahier des charges de la demande locale de formation pour le maintien des capacités des équipes de conduite 2022 - 2023. Réf. D5140/NT/10.114 ind. M [4]Note de gestion du chapitre VI des RGE. Réf. D5140NT16094 ind. E Monsieur le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en référence [1], concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection a eu lieu le 28 mars 2023 dans le CNPE de Dampierre-en-Burly sur le thème « Conduite incidentelle/accidentelle (CIA)». Cette inspection a été complétée par l'analyse des éléments complémentaires apportés par le CNPE jusqu'au 31 mars 2023. Je vous communique, ci-dessous, la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthèse De L'Inspection Dans le cadre du suivi des quatrièmes visites décennales des réacteurs du palier 900 MWe, l'ASN a défini un plan de contrôle établi sur la base des deux objectifs du réexamen périodique défini à l'article L. 593-18 du code de l'environnement que sont la vérification de la conformité des installations au référentiel de sûreté et la réévaluation de sûreté. Ce plan concerne notamment les actions (travaux et actions de vérification) menées par EDF avant la quatrième visite décennale lorsque le réacteur est en fonctionnement ainsi que celles réalisées pendant la visite décennale. L'inspection du 28 mars 2023 entre dans le cadre du plan de contrôle précité et avait pour objectif de contrôler l'organisation en place au sein du CNPE de Dampierre-en-Burly pour se conformer aux dispositions prévues par le chapitre VI des règles générales d'exploitation (RGE) qui définit notamment les règles de conduite à suivre en situation incidentelle ou accidentelle. Sur le terrain, une mise en situation de celles-ci a également été réalisée en simulant un scenario de perte totale de la source froide (situation dite « H1 » de tranche). Les inspecteurs ont notamment examiné, dans ce cadre, les dispositions prises pour gérer la mise à jour et le suivi du chapitre VI des RGE lors de la 4ème visite décennale du réacteur n°2 ainsi que la soustraitance afférente. Les inspecteurs ont également analysé, a posteriori, les formations des personnes impliquées dans la conduite incidentelle/accidentelle au sein du service conduite. Concernant l'organisation générale du site sur la thématique, les inspecteurs ont constaté un pilotage global satisfaisant avec des interlocuteurs qui disposent d'une connaissance opérationnelle à l'attendu en termes d'élaboration et de gestion des consignes de conduite du chapitre VI de vos RGE. Cependant, les inspecteurs ont constaté a posteriori que certains agents de conduite n'ont pas suivi les formations VD4 définies dans la note technique en référence [3]. Des éléments d'explication/des précisions sont attendus sur ce sujet. Au cours de la visite terrain, les inspecteurs se sont rendus en salle des commandes du réacteur n° 2. Ils ont constaté, sur la base d'un contrôle par sondage , le respect de diverses exigences de votre référentiel établi en application des dispositions de l'arrêté [2], telles que le scellement des armoires contenant les consignes de CIA et la présence dans celles-ci des consignes applicables au jour de l'inspection telles que décrites dans le chapitre VI de vos RGE. Dans le cadre du scenario d'accident retenu, les inspecteurs ont fait simuler les actions requises par des fiches de lignage (RFLL) appelées à être utilisées dans le cadre de situations incidentelles et accidentelles pouvant survenir sur le réacteur n°2. L'objectif pour les inspecteurs était de s'assurer de l'exactitude des informations indiquées dans ces fiches et de leur opérabilité. Les inspecteurs ont également contrôlé les résultats des vérifications par simulation en local (VSL) de ces mêmes fiches réalisées par le CNPE, qui devaient permettre de faire remonter toute anomalie lors de leur déploiement sur le terrain. Les inspecteurs ont constaté la difficulté du site à mettre en application certaines fiches RFLL jouées durant l'inspection au vu des anomalies constatées. Alors que le CNPE de Dampierre-en-Burly a indiqué avoir rejoué l'ensemble des fiches de lignage RFLL avant le redémarrage du réacteur n°2 suite à sa 4 ème visite décennale, les inspecteurs ont constaté que certaines informations n'ont soit pas été remontées par des agents, soit n'ont pas été prises en compte dans le cadre des VSL des fiches RFLL jouées. Le processus de réalisation des vérifications par simulation locale apparaît de ce fait perfectible. ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Sans objet ## Ii. Autres Demandes Fiches De Procédure De Conduite Incidentelle/Accidentelle L'article 7.1 de l'arrêté en référence [2] dispose que « l'exploitant met en œuvre une organisation, des moyens matériels et humains et des méthodes d'intervention propres, en cas de situation d'urgence, de manière à : - assurer la meilleure maîtrise possible de la situation, notamment en cas de combinaison de risques radiologiques et non radiologiques ; - prévenir, retarder ou limiter les conséquences à l'extérieur du site. » Les inspecteurs ont contrôlé le caractère opérationnel des procédures de conduite en situation de perte totale de la source froide sur le réacteur n°2. Pour cela, le scenario d'accident retenu a conduit à la simulation de l'application de plusieurs fiches de lignages RFLL (sans réelle manipulation). Ce contrôle a permis de révéler des difficultés d'application de certaines fiches RFLL en condition réelle : - RFLL 185 et 328 : lors de l'exercice, l'agent de terrain du service conduite, accompagné des inspecteurs, n'a pas retrouvé la vanne 9 ASG 720 VD et a également constaté l'absence de repérage « RFLL » de la vanne 9ASG200 VD. Malgré l'appui de plusieurs de ses collègues lors de l'inspection, la localisation de la vanne 9 ASG 720 VD n'a jamais été réalisée, si bien que les RFLL n'ont pas pu être entièrement déclinées. Les éléments complémentaires apportés a posteriori par vos représentants ont montré que ces vannes ne portaient pas d'étiquettes RFLL permettant de mieux les distinguer. De plus, des locaux différents sont associés à certaines vannes ayant les mêmes repères fonctionnels mentionnés dans ces deux RFLL. - RFLL 240 : Il n'y avait pas de numéro d'identification sur la porte du local permettant le lignage et le test appoint SED (distribution d'eau déminéralisée) à la piscine BK (bâtiment combustible). L'agent de terrain n'a cependant pas eu de difficultés à le retrouver le jour de l'inspection. Les inspecteurs ont également relevé que l'agent de terrain chargé de réaliser l'exercice n'avait pas en sa possession un jeu de clés de condamnation administrative, comme demandé dans la fiche RFLL, pour réaliser les différentes manœuvres des vannes appelées par la RFLL. - RFLL 255 : Cette fiche demande l'ouverture et le blocage des portes entre les alvéoles des pompes RCV et le couloir du BAN (bâtiment des auxiliaires nucléaires). Lors de l'exercice, les inspecteurs ont constaté que ce système de blocage était inopérant. Le jour de l'inspection, vos représentants ont indiqué aux inspecteurs que l'ensemble des fiches RFLL du site avait fait l'objet d'une vérification par simulation en local (VSL). Ces VSL doivent permettre de vérifier l'applicabilité des fiches RFLL au réacteur n°2. Les inspecteurs ont donc contrôlé les dernières VSL réalisées des fiches RFLL simulées le jour de l'inspection. Ils se sont aperçus que certains des constats susmentionnés n'avaient pas été relevés dans les VSL. En réponse aux constatations faites par les inspecteurs, vos représentants ont communiqué par courriel du 31 mars 2023, des photos montrant les vannes 9 ASG 200 et 720 VD avec leur repérage « RFLL » ainsi qu'une demande de travaux pour la réparation du système de blocage des portes entre les alvéoles des pompes RCV et le couloir du BAN. L'ASN prend note de ces éléments mais force est de constater que les VSL réalisées (et leur conclusions) n'ont pas été suffisamment partagées. ## Demande Ii.1 : - S'assurer du caractère opérationnel des fiches RFLL mentionnées précédemment et de l'exactitude des informations indiquées en prenant notamment en compte les erreurs et/ou imprécisions identifiées lors de l'inspection et confirmer qu'il en est de même pour les autres tranches du site ; - Intégrer dans un délai raisonnable et qui n'excèdera pas 2 mois les constats issus des VSL nécessitant la mise à jour des consignes de conduite et fiches de manœuvre locales ; - S'assurer que tous les agents de conduites susceptibles d'intervenir sur le terrain disposent de l'ensemble des informations leur permettant de décliner les RFLL. Préciser les actions engagées ou réalisées en ce sens. ## Formation Des Agents De Conduite L'article 2.5.5 de l'arrêté [2] dispose que « les activités importantes pour la protection, leurs contrôles techniques, les actions de vérification et d'évaluation sont réalisés par des personnes ayant les compétences et qualifications nécessaires ». La note en référence [3] définit les formations d'adaptation aux spécificités « VD4 » dédiées aux agents de conduite. Pour cela, les inspecteurs ont vérifié la réalisation de ces formations aux agents de conduite des réacteurs n°1 et 2 dont les 4 ème visites décennales se sont achevées en 2022. Vos représentants n'ont pas pu fournir de modes de preuve des participations à ces formations le jour de l'inspection et ont transmis a posteriori un tableau de suivi. Après analyse, les inspecteurs ont constaté que certains agents n'ont pas suivi ces formations d'adaptation aux spécificités « VD4 » et s'interrogent donc sur l'exhaustivité de ce suivi. En effet, pour des formations différentes s'adressant aux mêmes postes de travail, la liste des agents concernés est différente. ## Demande Ii.2 : - Transmettre à l'ASN une liste exhaustive des agents de conduite et identifier ceux ayant déjà suivi la formation VD4 ; - Dans l'hypothèse où des agents de conduite n'auraient pas suivi les formations d'adaptations aux spécificités VD4, transmettre le plan d'action retenu. ## Entreposage De Déchets Dans Le Local 2L146 L'article 6.3 de l'arrêté [2] dispose que : « − L'exploitant établit un plan de zonage déchets, délimitant les zones à production possible de déchets nucléaires au sein de son installation. Il arrête et met en œuvre des dispositions techniques et organisationnelles fondées sur le plan de zonage déchets, afin de respecter les dispositions du III de l'article 6.2. Il définit la liste et les caractéristiques des zones d'entreposage des déchets produits dans son installation. Il définit une durée d'entreposage adaptée, en particulier, à la nature des déchets et aux caractéristiques de ces zones d'entreposage. » L'article 6.5 de l'arrêté [2] dispose que : « − L'exploitant assure la traçabilité de la gestion des déchets produits dans son installation. Il tient à jour une comptabilité précise des déchets produits et entreposés dans l'installation, précisant la nature, les caractéristiques, la localisation, le producteur des déchets, les filières d'élimination identifiées ainsi que les quantités présentes et évacuées. » Sur le terrain, les inspecteurs ont constaté la présence de déchets non identifiés dans le local 2L146 et se sont interrogés sur leur nature et leur provenance. Aucune explication n'a pu être donnée à ce sujet le jour de l'inspection, attendu qu'aucun panneau d'identification de chantier ou aucun affichage n'était présent au droit de cet entreposage. Les inspecteurs ont par ailleurs noté que le local 2L146 est un local dans lequel aucun stockage, colisage ou entreposage n'est autorisé. ## Demande Ii.3 : - Transmettre à l'ASN la nature et la provenance de ces déchets ; - Définir et transmettre à l'ASN le plan d'action retenu pour l'évacuation de ces déchets. Surveillance des intervenants extérieurs L'article 2.2.2 de l'arrêté [2] dispose que « l'exploitant exerce sur les intervenants extérieurs une surveillance lui permettant de s'assurer : - qu'ils appliquent sa politique mentionnée à l'article 2.3.1 et qui leur a été communiquée en application de l'article 2.3.2 ; - que les opérations qu'ils réalisent, ou que les biens ou services qu'ils fournissent, respectent les exigences définies ; - qu'ils respectent les dispositions mentionnées à l'article 2.2.1 Cette surveillance est proportionnée à l'importance, pour la démonstration mentionnée au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du code de l'environnement, des activités réalisées. Elle est documentée dans les conditions fixées à l'article 2.5.6. Elle est exercée par des personnes ayant les compétences et qualifications nécessaires. » Pour le passage en VD4 du réacteur n°2, le CNPE de Dampierre a eu recours à un prestataire pour l'évolution de son chapitre VI (ex : RFLL). Dans ce cadre, les inspecteurs ont vérifié l'organisation mise en œuvre pour la surveillance de ce prestataire et ont constaté qu'il n'a pas été défini d'habilitation ou de qualification particulière pour réaliser ces actions de surveillance. Toutefois, le CNPE de Dampierre assure la surveillance et la traçabilité de ses constatations. Demande II.4 : Définir dans la note de gestion du chapitre VI [4] le niveau d'habilitation ou de qualification nécessaire pour un agent chargé d'assurer la surveillance des intervenants extérieurs. ## Evolution De La Section 2 Du Chapitre Vi La section 2 du chapitre VI des RGE précise les règles de conduite et les procédures APE (approche par état) applicables en tenant compte des spécificités locales des réacteurs. La note de gestion du chapitre VI des RGE [4] du CNPE de Dampierre précise qu'en cas d'évolution de la section 2 suivant des critères définis, « une montée d'indice de la section 2 sera alors engagée sous un mois à partir de la mise en place de l'évolution ». Interrogés sur le respect de ce délai d'un mois, vos représentants ont indiqué que cette échéance n'est pas systématiquement respectée. Demande II.5 : - Prendre en compte ce retour d'expérience dans la prochaine évolution de la note de gestion du chapitre VI des RGE [4] afin de définir un délai adapté et raisonnable pour la montée d'indice de la section 2 ; - Veiller au respect de cette échéance définie dans la note en vigueur. ## Diagnostic Perte Sec Les inspecteurs ont fait simuler les actions requises par la fiche PR 19 de diagnostic perte SEC (eau brute secourue qui a pour but le refroidissement du circuit de réfrigération intermédiaire). Parmi les actions demandées aux agents de conduite dans cette fiche, il y a la vérification sur le terrain de la présence ou non de fumée, flamme ou d'odeur de brulé au niveau d'une armoire électrique. Cette action pouvant s'apparenter à une levée de doute dans le cadre d'un diagnostic purement « incendie » qui est normalement réalisée par un binôme a été, lors de l'exercice, réalisée par un seul agent de terrain. Les inspecteurs s'interrogent donc sur la pertinence d'envoyer un seul agent de terrain dans une situation de CIA. Demande II.6 : S'interroger sur la pertinence d'envoyer un seul agent, en situation de CIA, pour réaliser la vérification sur le terrain de la présence ou non de fumée, flamme ou d'odeur de brulé au niveau des armoires KRG 153, 154 et 156 AR. ## Vérification Des Clapets Une action de la fiche de manœuvre RFLL 255 consiste à vérifier l'ouverture des clapets de ventilation. En effet, la position (ouverte ou fermée) des clapets est déterminée à partir de l'état des diodes sur le coffret électrique associé (diode éteinte => clapet ouvert). Lors de la mise en pratique de la fiche de manœuvre, l'agent de terrain accompagné des inspecteurs a vérifié la position des clapets de ventilation telle que demandé dans la RFLL. Cependant, la fiche de manœuvre ne demande pas de réaliser un « test lampe » avant les actions de vérification de l'ouverture des clapets pour piéger les éventuelles confusions entre une diode éteinte et une diode défaillante. Demande II.7 : S'interroger sur la nécessité d'ajouter une action « test lampe » avant de lancer la vérification de l'état des clapets de ventilation. ## Adaptation Locale Des Fiches Rfll 185 Et Rfll 328 Les inspecteurs ont constaté a posteriori de l'inspection la présence des vannes 9ASG 719 et 720 VD dans des fiches de manœuvre locale RFLL 185 et RFLL 328. Or, ces vannes ne sont pas identifiées dans la fiche de manœuvre générique applicable à l'ensemble des réacteurs du palier CPY dont fait partie le site de Dampierre-en-Burly. Les inspecteurs s'interrogent donc sur les raisons de cette adaptation locale. Demande II.8 : - Transmettre le document justifiant l'ajout de ces vannes. III. CONSTATS OU OBSERVATIONS N'APPELANT PAS DE REPONSE A L'ASN ## Observation Iii.1 : Justification De La Non Réalisation Des Vsl Interrogés sur l'exhaustivité des VSL sur l'ensemble des consignes et des fiches de manœuvre, vos représentants ont affirmé aux inspecteurs que la réalisation des VSL n'est pas systématique. En effet, en fonction du contenu et/ou des enjeux des consignes et fiches de manœuvre, l'ingénieur pilote du chapitre VI des RGE peut juger de la nécessité de réaliser ou non une VSL. Dans ce cas, la non réalisation d'une VSL doit faire l'objet d'une justification. Ces dispositions sont évoquées dans la note de gestion de chapitre VI [4]. L'ASN vous encourage à respecter cette pratique et pourra être amenée à contrôler ultérieurement ce point. ## Observation Iii.2 : Retour D'Expérience Vsl Interrogés sur les remontées éventuelles à l'échelle du palier des retours d'expérience tirés des VSL, vos représentants ont affirmé aux inspecteurs qu'aucune remontée n'a été effectuée dans ce cadre. Les inspecteurs s'interrogent, compte tenu du nombre de VSL réalisées sur le site de Dampierre, sur l'absence de remontée de VSL ayant pu conduire à la création d'une fiche d'anomalie dans le SharePoint « Forum CIA » comme cela est prévu dans votre note de gestion du chapitre VI [4]. Il vous revient de vous assurer que l'ensemble des remontées issues des VSL du site sont liées à des spécificités de réacteur. ## Vous voudrez bien me faire part sous deux mois, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le directeur, l'assurance de ma considération distinguée. L'adjoint au Chef de la division d'Orléans Signée par : Christian RON
INSSN-CAE-2023-0101	Référence courrier : CODEP-CAE-2023-024287 Caen, le 13 avril 2023 Monsieur le Directeur de l'établissement ORANO Recyclage de La Hague BEAUMONT HAGUE 50444 LA HAGUE Cedex Objet : Contrôle des installations nucléaires de base. Lettre de suite de l'inspection du 28 février 2023 sur le thème du démantèlement de l'INB n°47. N° dossier : Inspection n° INSSN-CAE-2023-0101. Référence : [1] Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V [2] Décret n°2013-998 du 8 novembre 2013 autorisant le démantèlement de l'INB n°47 [3] Courrier CODEP-CAE-2021-030483 du 25 juin 2021 ## Monsieur Le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) concernant le contrôle des installations nucléaires de base [1], une inspection annoncée a eu lieu le 28 février 2023 sur le site Orano Recyclage de La Hague. Elle a porté sur le démantèlement de l'INB n°47. Je vous communique ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthese De L'Inspection L'inspection annoncée du 28 février 2023 a concerné l'installation nucléaire de base (INB) n°47 implantée sur le site de La Hague exploité par Orano Recyclage. Elle a porté sur les opérations de démantèlement de l'atelier ELAN IIB1. Les inspecteurs ont examiné l'avancement des opérations relatives au démantèlement des cellules (902, 903 et 904)2 d'une part, de la cellule 9003 d'autre part. Ils ont porté une attention particulière à la mise en œuvre du programme des investigations. Les inspecteurs soulignent l'implication des personnels et la transparence des échanges. Les inspecteurs ont relevé que la surveillance des installations était correctement réalisée, à travers les contrôles et essais périodiques ou les opérations de maintenance dont les résultats sont satisfaisants et correctement tracés. Les inspecteurs ont relevé également la demande de la direction du démantèlement de procéder au traitement des infiltrations dans l'atelier ELAN IIB afin de s'affranchir du recours à l'unique citerne de l'établissement de La Hague pour traiter les eaux d'infiltration. Toutefois, au vu de cet examen par sondage, les inspecteurs estiment que l'organisation mise en place par l'établissement Orano Recyclage de La Hague pour poursuivre les opérations de démantèlement de l'atelier ELAN IIB dans le respect des échéances réglementaires [2], reste toujours perfectible. Les inspecteurs considèrent qu'Orano Recyclage doit : - garantir la fiabilité des télémanipulateurs afin de sécuriser l'opération en cours de dépose des équipements électromécaniques dans les cellules 902, 903 et 904 ; - consolider la stratégie pour les investigations afin de sécuriser l'opération suivante de traitement du génie civil et de démantèlement des cellules 902, 903 et 904 ; - préciser la méthodologie retenue, en apportant les éléments de justification correspondants, pour l'estimation de la marge pour risques pour la fin du démantèlement de l'atelier ELAN IIB. Les inspecteurs considèrent par ailleurs qu'Orano Recyclage doit prendre toutes dispositions pour garantir le rangement des locaux et la propreté des chantiers dans l'atelier ELAN IIB. ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Sans objet ## Ii. Autres Demandes Edifice Documentaire Pour Le Démantèlement De L'Atelier Elan Iib Le 28 février 2023, vos représentants ont confirmé que la note des données de base de l'atelier ELAN IIB n'avait pas fait l'objet d'une mise à jour depuis 2015. Demande II.1 : Mettre à jour et transmettre la note de données de base de l'atelier ELAN IIB. ## Interfaces Avec Le Projet De Démantèlement De L'Atelier Elan Iib Le 28 février 2023, vos représentants ont indiqué que, hormis l'interface avec le site de La Hague pour la gestion des effluents via la citerne de transport de l'établissement, la seule interface du projet de démantèlement de l'atelier ELAN IIB était le projet transverse relatif à la gestion des déchets non susceptibles d'un stockage en surface (projet « N3S »). Ce dernier est en phase de faisabilité et l'unique sollicitation à date du projet de démantèlement de l'atelier ELAN IIB concerne la fourniture de l'inventaire des déchets pour l'atelier. Vos représentants ont indiqué également que l'interface entre les deux projets sera plus importante à l'issue du chiffrage en cours de l'opération de traitement du génie civil et du démantèlement des cuvelages des cellules 902, 903 et 904. Vos représentants ont indiqué également que vous aviez établi une note d'inventaire pour les déchets de l'ensemble des opérations du démantèlement de l'atelier ELAN IIB. Demande II.2 : Transmettre la note d'inventaire pour les déchets correspondant au démantèlement de l'atelier ELAN IIB. Marges pour risques associées au démantèlement de l'ensemble UP2-400, dont l'atelier ELAN IIB Lors de la réunion du 9 décembre 2022 sur l'avancement du démantèlement des installations du site de La Hague, vous avez présenté, avec l'accord de la gouvernance, la vision que vous aviez, à date, du planning margé à terminaison associé au programme de démantèlement de l'ensemble industriel UP2400, dont l'INB n°47. Le 28 février 2023, vos représentants n'ont pas été en mesure de présenter, dans le délai imparti de l'inspection, ni la formalisation de l'accord de la gouvernance sur les marges prises pour chaque INB en démantèlement, ni la validation d'un document de justification de ces marges. Vos représentants ont indiqué que les trois ans de marge pour risques pris en compte également dans le dossier de démantèlement de l'atelier ELAN IIB transmis fin 2022, correspondaient à 30% du reste à faire, dont l'assainissement complet et l'éventuelle déconstruction du bâtiment. Vos représentants ont indiqué que l'approche retenue, basée sur une simulation à partir du scénario de référence, conduit à affecter la même marge à toutes les tâches constitutives des opérations du scénario de démantèlement de l'atelier ELAN IIB. Demande II.3 : Établir et transmettre le document de méthodologie pour l'estimation des marges dans le cadre de la construction du planning associé au programme de démantèlement de l'ensemble industriel UP2-400, y compris de l'atelier ELAN IIB. Demande II.4 : Préciser l'échéance pour la consolidation et la validation des dates de fin margées pour le démantèlement de l'ensemble des INB concernées. ## Dépose Des Équipements Électromécaniques Présents Dans Les Cellules 902, 903 Et 904 En réponse au point B.4 de la lettre de suites de l'inspection [3], vous avez indiqué que le bras mécanique de la cellule 903 était réparé. Le 28 février 2023, vos représentants ont indiqué que si le fonctionnement du bras mécanique était nominal depuis mi-2021, le télémanipulateur assisté par ordinateur (TOA) était aujourd'hui en panne. Vos représentants ont indiqué plus généralement que vous rencontriez des problèmes de fiabilité sur les bras des cellules 902, 903 et 904. Vous avez par exemple cumulé quinze jours d'aléas sur trois mois d'utilisation pour les bras de la cellule 902 (entre septembre et décembre 2022). Vos représentants ont indiqué également qu'une analyse était en cours, avec un chiffrage du retard, à des fins de présentation à l'occasion de la revue de projet interne de mars 2023. Vous comptez ainsi à date, deux mois de retard pour l'opération d'une durée initiale de deux ans. La fin de l'opération de dépose des équipements électromécaniques dans les cellules 902, 903 et 904 est ainsi reportée à mai 2024. Demande II.5 : Transmettre le compte rendu de la revue de projet interne de mars 2023, en précisant, le cas échéant, le plan d'action pour la fiabilisation des bras utilisés dans les cellules 902, 903 et 904. En réponse au point B.4 de la lettre de suites de l'inspection [3], vous aviez indiqué que le convoyeur inter-cellules 903-904 serait installé d'ici la fin de l'année 2021. Le 28 février 2023, vos représentants ont indiqué que la réception des convoyeurs inter-cellules était retardée en raison d'un problème de conception de ces matériels. En effet, après l'endommagement des rails lors des essais, vous avez décidé de modifier la valeur de la charge maximale d'utilisation des convoyeurs pour la diminuer de moitié. Mais ce choix a des conséquences directes sur le nombre de découpe des équipements présents dans les cellules, et donc sur la durée globale de l'opération de dépose des équipements électromécaniques des cellules 902, 903 et 904. Vos représentants ont indiqué que le scénario était ainsi en cours d'optimisation. Demande II.6 : Apporter les éléments de justification du scénario pour la découpe des équipements électromécaniques et leur évacuation des cellules 902, 903 et 904. Présenter à l'ASN le scénario optimisé. En réponse à la demande de l'inspectrice d'examiner la formalisation du lancement des études d'optimisation du scénario, vos représentants ont précisé enfin qu'aucune fiche d'expression de besoins n'avait été établie pour définir les actions à mener dans ce cadre. Demande II.7 : Apporter les éléments de justification de l'absence de fiche d'expression de besoins dans le cadre des études d'optimisation du scénario de dépose des équipements électromécaniques dans les cellules 902, 903 et 904. ## Investigations Pour Les Scénarios De Démantèlement Le 28 février 2023, vos représentants ont indiqué que dix cellules de l'atelier ELAN IIB avaient fait l'objet d'investigations, dont six sont en démantèlement. Dans le cadre de l'opération en cours de dépose des équipements électromécaniques des cellules 902, 903 et 904, des investigations sont prévues afin de permettre la définition du scénario de démantèlement de ces cellules, pour ce qui concerne le traitement du génie civil et le démantèlement des cuvelages. Vos représentants ont indiqué que si des mesures de débit de dose et quelques frottis avaient été réalisés, une demande de prioriser la réalisation des opérations de dépose des équipements avait été faite par le projet afin d'éviter les contre-gestes. Vos représentants n'ont pas été en mesure, dans le délai imparti de l'inspection, de donner l'avancement précis des investigations prévues par la fiche d'expression de besoins correspondante (EBI phase 2). Ils ont indiqué que pour chacune des cellules 902, 903 et 904, une gamme opératoire reprenait les investigations prévues et que l'état du renseignement de chacune de ces gammes était un indicateur de l'avancement des investigations à réaliser. Les gammes renseignées n'ont pas été présentées à l'inspectrice. Vos représentants ont par ailleurs précisé que certaines investigations prévues lors de l'opération en cours de dépose des équipements électromécaniques pourraient être reportées le cas échéant lors de l'opération à venir de traitement du génie civil et du démantèlement des cuvelages des cellules concernées. S'agissant plus particulièrement de cette précédente opération, vos représentants ont indiqué que la finalisation des études de réalisation permettrait de définir les besoins en investigations. Vos représentants ont indiqué enfin qu'une stratégie globale serait définie pour les investigations en lien avec l'opération en cours et celle à venir concernant les cellules 902, 903 et 904. Demande II.8 : Présenter la stratégie globale retenue pour les investigations nécessaires à la réalisation de l'opération à venir de traitement du génie civil et de démantèlement des cuvelages des cellules 902, 903 et 904. Reprise de la matière en fond de cellule 900 En réponse au point B.5 de la lettre de suites de l'inspection [3] relatif au traitement des effluents résiduels du puisard de la cellule 9004, vous avez indiqué que le plan d'action prévoyait un prélèvement pour analyse, qui a été réalisé en mars 2021, et que les résultats de l'analyse en date de juillet 2021 confirmaient la compatibilité des effluents pour un traitement dans les installations de l'INB n°118 du site de La Hague (station de traitement des effluents des usines en fonctionnement UP2-800 et UP3- A). Le 28 février 2023, vos représentants ont indiqué qu'en raison d'un phénomène de solidification dans le temps, vous aviez rencontré des difficultés pour reprendre les effluents en fond de cellule 900. Aussi, les opérations de reprise engagées par le titulaire du chantier ont été arrêtées car le matériel installé n'était plus adapté. Demande II.9 : Expliquer le phénomène observé de changement d'état du volume à reprendre en fond de cellule 900. Demande II.10 : Expliquer l'absence de vérification de ce changement d'état par le titulaire du chantier avant l'installation du matériel de reprise, et tirer plus généralement le retour d'expérience de la préparation de ce chantier. Vos représentants ont également indiqué qu'une nouvelle opération serait créée pour la reprise des boues au fond de la cellule 900. La prise en compte de cette nouvelle opération de traitement d'écart d'état initial nécessitera l'adaptation de la logique d'enclenchement des opérations du scénario de démantèlement. Cette mise à jour sera faite à l'échéance de 2024 selon vos représentants. Demande II.11 : Apporter les éléments de justification de la prise en compte effective de la nouvelle opération de reprise des boues au fond de la cellule 900, en indiquant sa durée et les conséquences éventuelles sur la durée du démantèlement de la cellule 900 ainsi que plus généralement sur le scénario global de démantèlement de l'atelier ELAN IIB. Demande II.12 : Apporter les éléments de justification des modalités de reprise et de conditionnement des boues au fond de la cellule 900, en indiquant la filière d'évacuation retenue. Préciser l'échéancier associé. ## Traitement Des Infiltrations Dans L'Atelier Elan Iib Les eaux d'infiltration au niveau de l'atelier ELAN IIB sont récupérées dans une cuve de petit volume implantée dans l'installation. Ces eaux d'infiltration sont ensuite transférées vers les installations de traitement des effluents du site de La Hague par la citerne de l'établissement. Le 28 février 2023, vos représentants ont indiqué que des travaux étaient prévus à la demande de la direction du démantèlement pour la reprise des eaux d'infiltration afin d'éviter la mobilisation de l'unique citerne de l'établissement. Demande II.13 : Transmettre le calendrier de réalisation des travaux prévus concernant la reprise des eaux d'infiltration dans l'atelier ELAN IIB. Préciser la nature de ces travaux. ## Surveillance Des Installations Au Sein De L'Atelier Elan Iib Le 28 février 2023, l'inspectrice a réalisé une visite de l'atelier ELAN IIB. Elle a relevé : - qu'au niveau du sas camion, un colis de type « GRVS » était en attente de gestion depuis le 12 février 2021 selon l'étiquette qui y était apposée et qui mentionnait également qu'il s'agissait de déchets de très faible activité destiné à l'ANDRA. Ce dernier point est à confirmer ; - qu'au niveau du chantier terminé d'évacuation des colonnes d'élution, du rangement était nécessaire ; - que dans le sas rigide de confinement en salle 8225, qui apparaissait plutôt encombré, deux fûts ne portaient aucune indication visible concernant la nature de ce qu'ils étaient susceptibles de renfermer (déchets ou outillages). Concernant le sas, vos représentants ont indiqué en réponse à une question de l'inspectrice, qu'une demande de prestation (DP) était en cours de traitement depuis décembre 2022. Les actions menées sur le confinement sous couvert de cette DP ne concernent toutefois pas la réfection de la couverture vinyle au sol, qui se soulève du côté de l'entrée/sortie des colis de type « CBF-K » ; - qu'au niveau du sas de contrôles en sortie du bâtiment, six sachets en vinyle renfermant des prises d'échantillon de l'huile du chariot motorisé utilisé pour les opérations menées en cellule 900, était en attente de contrôle de radioprotection depuis le 28 octobre 2022. Vos représentants ont indiqué que ces prises d'échantillons auraient dû être déposées dans l'armoire dédiée. Demande II.14 : Prendre toutes les dispositions pour procéder au rangement et au désencombrement des chantiers et sas, ainsi que pour réaliser les évacuations de déchets et les analyses et contrôles préalables nécessaires. ## Iii. Constats Ou Observations N'Appelant Pas De Reponse Traitement du génie civil et démantèlement des cuvelages des cellules 902, 903 et 904 L'inspectrice a relevé le lancement du chiffrage des investigations pour les études de scénarios de l'opération à venir de traitement du génie civil et du démantèlement des cuvelages des cellules 902, 903 et 904. L'inspectrice a examiné la fiche d'expression de besoins pour la collecte des données de base et relevé la programmation prévue d'une revue en décembre 2023. L'inspectrice a relevé enfin que le plan de surveillance du projet pour cette opération à venir n'était pas encore établi. Observation III.1 : Poursuivre selon la dynamique engagée la préparation de l'opération à venir de traitement du génie civil et de démantèlement des cuvelages des cellules 902, 903 et 904. Investigations pour le démantèlement de la cellule 900 L'inspectrice a relevé que l'expression des besoins en investigations pour le démantèlement de la cellule 900 n'avait pas encore été initiée. Observation III.2 : Informer l'ASN de la rédaction de la fiche d'expression des besoins en investigations pour le démantèlement de la cellule 900. Surveillance des opérations de démantèlement au titre de l'arrêté INB6 L'inspectrice a vérifié la réalisation d'actes de surveillance pour les principales opérations en cours ainsi que leur formalisation. En particulier, l'inspectrice a examiné des comptes rendus de visites de chantiers réalisées par les chargés de surveillance de la direction du démantèlement ainsi que des comptes rendus de « GEMBA » réalisées par le chef du projet de démantèlement de l'atelier. Observation III.3 : Poursuivre la réalisation des actes de surveillance avec la rigueur qui a pu être constatée. * * Vous voudrez bien me faire part, sous deux mois, et selon les modalités d'envois figurant ci-dessous, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée. Le Chef de division Signé par Gaëtan LAFFORGUE-MARMET
INSSN-STR-2023-0824	Référence courrier : CODEP-STR-2023-024394 Monsieur le directeur du centre nucléaire de production d'électricité de Cattenom BP n°41 57570 CATTENOM Strasbourg, le 17 avril 2023 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base Thème : première barrière N° dossier : INSSN-STR-2023-0824 Références : [1] Note Framatome - FS1-0040073 Rev. 1.0 du 16 novembre 2018 [2] Note EDF/UNIE - D455017014334 indice 0 du 6 septembre 2018 [3] Note AREVA - NEER-F DC 10246 indice D du 28 octobre 2010 Monsieur le directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection a eu lieu les 27 et 28 mars 2023 à la centrale nucléaire de Cattenom sur le thème « première barrière ». Je vous communique ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthese De L'Inspection L'inspection en objet concernait le thème « première barrière » et avait pour objectif de vérifier par sondage les dispositions organisationnelles ainsi que les moyens techniques mis en œuvre au sein de la centrale nucléaire de Cattenom afin de maintenir l'intégrité de la première barrière de confinement, constituée par la gaine des crayons des assemblages de combustible. L'inspection en objet a été réalisée en parallèle d'une inspection portant sur le thème « maîtrise de la réactivité » (INSSN-STR-2023-0823). Les sujets communs aux deux inspections sont traités dans l'une ou l'autre des deux lettres de suite. Les inspecteurs ont vérifié l'organisation de l'exploitant, en particulier la gestion prévisionnelle des emplois et des compétences (GPEC). Ils ont également vérifié les dispositions techniques mises en place par l'exploitant pour garantir l'intégrité de la première barrière de confinement. Enfin, les inspecteurs ont effectué une visite du bâtiment réacteur (BR) et du bâtiment combustible (BK), à la suite des activités de déchargement des assemblages de combustible du réacteur n°2 et lors du contrôle d'un chantier de mesure de l'usure des tubes des guides de grappe (TGG), afin de vérifier notamment la bonne application du référentiel d'EDF portant sur le risque d'introduction de corps étrangers dans le circuit primaire principal (CPP) (risque dit FME1). Les inspecteurs ont également exercé leur mission de contrôle au laboratoire 3/4 du service chimie. Pour ce qui concerne la GPEC, le service en charge de la manutention du combustible a fait l'analyse du besoin pluriannuel en personnel et en compétences. En particulier les deux ingénieurs d'exploitation cœur-combustible (IECC) changeront à terme de fonction. Le premier remplaçant de ces IECC sera en poste en 2024 et sa formation est en cours de définition, ce qui est satisfaisant. Pour ce qui concerne la gestion du combustible, la note relative au bilan annuel cœur combustible est de bonne qualité et autoportante. Les inspecteurs ont noté que le site réalise en plus des mesures d'effort d'insertion des grappes, qui est prescrit par le référentiel d'EDF et par la réglementation [3], des mesures en extraction, avec des critères que le site s'est fixé. Ces deux mesures ont pour objectif de ne pas recharger avec des grappes les assemblages qui seraient les plus déformés. Le site a redéfini les priorités des examens relatifs au combustible dans la piscine du BK. Désormais, le site prévoit en 2023 d'examiner en priorité les réserves de gestion utilisables pour le réacteur n° 3, qui sont susceptibles d'être réutilisés sous réserve de présenter une épaisseur d'oxyde n'excédant pas l'épaisseur maximale admissible. Par ailleurs, en 2018 [1], Framatome a caractérisé la dégradation d'un assemblage qui a été réparé puis rechargé en réacteur à la suite d'une inétanchéité due à un corps migrant en bas de la grille inférieure. Cet assemblage, de nouveau inétanche, sera contrôlé en 2023 par la méthode ECHO (ultrason) afin de localiser la nouvelle dégradation puis de la caractériser. Ce point fait l'objet d'une demande. Pour ce qui concerne le risque FME, les inspecteurs ont examiné en salle la déclinaison opérationnelle du processus, le retour d'expérience (REX) du site et se sont rendus dans le BR (chantier sur les TGG) et dans le BK du réacteur n° 2. Au travers des constats et observations du site, les inspecteurs ont examiné la déclinaison opérationnelle du processus FME. Les constats et observations du site sont bien renseignés ce qui permet un bon suivi du processus. Le site s'appuie aussi sur le regard extérieur qu'apporte notamment la revue des pairs de WANO2 pour progresser. WANO a émis une AFI (Areas For Improvement) qui concerne le risque FME, en particulier quant à l'appropriation et au respect des exigences du référentiel d'EDF par ses sous-traitants. Les inspecteurs considèrent favorablement l'utilisation d'outils, notamment des tablettes numériques pour vérifier lors des chantiers dans le BR, les connaissances des sous-traitants et leur prise en compte des règles FME. Les inspecteurs ont aussi examiné les analyses de nocivité des corps migrants. Pour ce faire le site s'appuie sur des notes génériques d'EDF [2] et d'Areva (Framatome) [3] qui permettent de traiter la grande majorité des cas rencontrés sur site. Néanmoins, pour ce qui concerne l'incrustation des aciers inoxydables par des aciers ferritiques, les inspecteurs considèrent que l'évaluation de nocivité du risque FME est perfectible. Ce point fait l'objet d'une demande. Dans le BR et le BK, les inspecteurs ont constaté que les zones à risque FME sont matérialisées conformément au référentiel d'EDF. Des panneaux, quelques fois peu visibles en raison de l'encombrement des locaux, matérialisent l'entrée dans les zones FME. Elles sont aussi délimitées par un dispositif physique de type marquage au sol ou barrière. Dans le BR, les intervenants du chantier relatif à l'usure des TGG disposent et appliquent la procédure FME adaptée. La zone à risque FME du BK est exempte de tout objet ou substance susceptible de devenir un corps ou un produit étranger. Plus globalement, les inspecteurs estiment que les observations faites sur le terrain montrent que le risque FME est maîtrisé pour ce chantier et pour les locaux visités. Pour ce qui concerne la prise en compte du REX, EDF a examiné le risque de formation de dépôts de corrosion de type CRUD (Chalk River Unidentified Deposit) pour le redémarrage du réacteur n° 3 de Cattenom, à la suite, notamment, des travaux de remplacement des tuyauteries du système d'injection de sécurité (RIS). En effet, en septembre 2022, pour l'ensemble de ses réacteurs en arrêt inhabituellement long, EDF a renforcé ses prescriptions quant à la pureté du fluide primaire et dans les circuits auxiliaires, par l'émission de la demande particulière n° 376 (DP 376). L'équipe projet d'arrêt de tranche a intégré et décliné cette demande particulière, ce qui est satisfaisant. Les inspecteurs ont consulté les examens télévisuels (ETV) de propreté de ces tuyauteries et ont constaté que le risque de présence de résidus de soudage ou meulage ont bien été pris en compte. Les ETV ont conduit à retirer du CPP ces résidus. Dans ce cadre, le service chimie a également mis au point les méthodes analytiques permettant de quantifier les impuretés dans le circuit primaire, lors du redémarrage du réacteur. Les inspecteurs ont contrôlé dans le laboratoire 3/4 la procédure 7124 qui précise le mode opératoire de quantification des impuretés, notamment dans le milieu primaire, par ICP-MS3. Ils ont également contrôlé la validité des étalons et des solutions de vérification. En revanche, l'ensemble des moyens nécessaires à la mise en œuvre de la DP 376 n'est pas complètement opérationnel sur le site de Cattenom. En effet, la disponibilité de la pompe 3 RCV 031 PO, qui participe à l'épuration rapide du fluide primaire, dépend de pièces de rechange qui sont indisponibles depuis un an. Du fait des changements de tuyauteries RIS dans le cadre de l'affaire CSC, les arrêts pour maintenance sont longs et cela nécessite donc souvent l'application de la DP 376 lors des redémarrages. Ce point fait l'objet d'une demande. Les inspecteurs ont examiné la maintenance du système de manutention des assemblages de combustible (PMC). Le service fiabilité a réalisé un bilan du système PMC en novembre 2022. Il en découle un plan d'actions dont le suivi paraît acceptable. Les inspecteurs ont analysé les gammes et cahiers de quart relatifs au déchargement des assemblages de combustible du réacteur n° 2 effectué au début de mars 2023. Les inspecteurs ont constaté que les gammes de déchargement sont correctement renseignées pour assurer le suivi de décisions prises lors de cette opération. De plus, ces gammes ne mettent pas en évidence de retard important dû à des pannes du matériel de manutention, ce qui confirme les conclusions du bilan du système PMC. Au vu de cette inspection par sondage, les inspecteurs considèrent que l'organisation définie par le site de Cattenom pour l'intégrité de la première barrière de confinement est mise en œuvre sur le site de façon globalement satisfaisante. Toutefois, les conclusions de l'inspection appellent certaines demandes d'actions correctives ou de compléments d'information, que vous trouverez ci-dessous. ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Sans Objet Ii. Autres Demandes Caractérisation D'Un Assemblage Ayant Présenté Deux Fuites En Fonctionnement En 2018, Framatome a caractérisé la dégradation d'un assemblage qui a été réparé puis rechargé en réacteur (inétanchéité due à un corps migrant en bas de la grille inférieure). Cet assemblage, de nouveau inétanche, sera contrôlé en 2023 par la méthode ECHO (ultrason) afin de localiser la nouvelle dégradation puis de la caractériser. Demande II.1 : analyser et transmettre le REX de la caractérisation de l'assemblage FX3K9Z ayant présenté deux fuites en fonctionnement. ## Mise À Jour Des Analyses De Nocivité Des Corps Migrants Les analyses de nocivité des corps migrants du site s'appuient sur des notes génériques d'EDF et d'Areva (Framatome) qui permettent de traiter la grande majorité des cas rencontrés sur site. Néanmoins, le cas de l'incrustation des aciers inoxydables par des aciers ferritiques n'est pas traité dans ces référentiels et a été observé sur la plaque supérieure des tubes guides de grappe (PSTG) du réacteur n° 1 de Cattenom. Le site a conclu à l'absence de nocivité de ces incrustations ferritiques. Les inspecteurs notent cependant qu'elles sont absolument proscrites en fabrication des composants nucléaires (incrustations ferritiques et RCC-M § F 6000) et que les notes génériques citées ci-dessus ne devraient prendre en compte cette problématique-là. Demande II.2 : mettre à jour le référentiel des analyses de nocivité des corps migrants, en prenant en compte le risque d'incrustations ferritiques sur les aciers inoxydables. ## Pièces De Rechange - Pompe Rcv 031 Po EDF a renforcé ses prescriptions quant à la pureté du fluide primaire et dans les circuits auxiliaires, par l'émission de la demande particulière n° 376 CSP qui s'applique lors des redémarrages à la suite d'un arrêt d'une durée inhabituellement longue. Cette demande vise notamment à garantir l'intégrité de la première barrière de confinement, via de nombreuses mesures comme l'épuration rapide du fluide primaire. A Cattenom, la disponibilité de la pompe 3 RCV 031 PO, qui participe à l'épuration du fluide primaire, dépend de pièces de rechange qui sont indisponibles depuis un an. Avoir une épuration rapide du fluide primaire est nécessaire pour limiter le risque de dépôts notamment sur le combustible. Les inspecteurs notent que du fait des changements de tuyauteries RIS dans le cadre de l'affaire CSC, les arrêts pour maintenance sont longs et cela nécessite donc souvent l'application de la DP 376 lors des redémarrages. Demande II.3 : prendre les dispositions nécessaires permettant d'assurer la disponibilité des pièces de rechange des pompes RCV 031 PO dans des délais compatibles avec les demandes de la DP 376. III. CONSTATS OU OBSERVATIONS N'APPELANT PAS DE REPONSE A L'ASN Sans objet * * Vous voudrez bien me faire part, sous deux mois, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées et répondre aux demandes. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le directeur, l'assurance de ma considération distinguée. L'adjoint à la cheffe de la division de Strasbourg Signé par Vincent BLANCHARD
INSSN-STR-2023-0840	Référence courrier : CODEP-STR-2023-024888 Monsieur le directeur du centre nucléaire de production d'électricité de Cattenom BP n°41 57570 CATTENOM Strasbourg, le 21 avril 2023 Objet : Laboratoire agréé de mesure de la radioactivité dans l'environnement Lettre de suite de l'inspection des 11 et 12 avril 2023 sur le thème de la conformité à l'agrément du laboratoire de mesure de radioactivité dans l'environnement ## N° Dossier : Inspection N° Inssn-Str-2023-0840 Références : [1] Code de la santé publique, notamment ses articles L. 1333-29, R. 1333-166, R. 1333-25 et R. 1333-26 [2] Décision n° 2008-DC-0099 de l'ASN du 29 avril 2008 modifiée, portant organisation du réseau national de mesures de la radioactivité de l'environnement et fixant les modalités d'agrément des laboratoires, modifiée par la décision ASN n° 2018-DC-0648 du 16 octobre 2018 [3] Norme NF EN ISO/IEC 17025 « Exigences générales concernant la compétence des laboratoires d'étalonnages et d'essais », version 2017 [4] Décision n° 2014-DC-0415 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 16 janvier 2014 fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de consommation d'eau et de rejets dans l'environnement des effluents liquides et gazeux des installations nucléaires de base n° 124, n° 125, n° 126 et n° 137 exploitées par Électricité de France - Société Anonyme (EDF-SA) dans la commune de Cattenom (département de la Moselle) Monsieur le directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en référence [1], notamment la surveillance prévue à l'article 14 de la décision en référence [2] et les modalités définies par la décision en référence [4], l'ASN a procédé les 11 et 12 avril 2023 à une inspection du laboratoire environnement du CNPE de Cattenom (57), agréé par l'ASN pour la mesure de la radioactivité dans l'environnement. Je vous communique ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthese De L'Inspection Lors de cette inspection, les inspecteurs ont consulté le manuel qualité du laboratoire, associé à ses procédures annexes, et vérifié par sondage la réalisation effective de travaux et de suivi. Ils se sont notamment intéressés à l'organisation du service environnement, la gestion des compétences, le suivi des indicateurs, les méthodes de mesure, la gestion des suites des essais inter-laboratoires (EIL), la revue de direction, et la gestion des prestataires externes. Ils ont visité le laboratoire pour y observer l'état des équipements et du laboratoire lui-même. Ils se sont rendus avec le technicien en charge des prélèvements sur les quatre stations du site afin d'assister aux manipulations des filtres de prélèvement d'aérosols. De plus, les inspecteurs ont examiné le suivi numérique des prélèvements et des résultats des analyses. D'une manière générale, les inspecteurs ont constaté que le laboratoire dispose des procédures attendues au titre de son agrément et que le travail réalisé par le personnel est conforme à l'attendu. Les agents ont montré une bonne maîtrise des activités. Quelques points sont à améliorer et sont mentionnés dans les paragraphes suivants. I. DEMANDES A TRAITER PRIORITAIREMENT Sans objet. ## Ii. Autres Demandes Indicateurs Relatifs Aux Processus Du Laboratoire Environnement Plusieurs points de la norme en référence [3] mentionnent que l'efficacité du système de management et des actions doit pouvoir être évaluée. Le pilotage des processus est alors réalisé notamment par le suivi d'indicateurs pertinents. Vous avez présenté aux inspecteurs les indicateurs de suivi des processus des laboratoires environnement et effluents. Ces indicateurs sont communs et ne sont pas différentiables. Par exemple, les indicateurs de taux de réussite aux essais inter-laboratoires (EIL), essais croisés et contrôles croisés ne permettent pas d'observer le bon fonctionnement des processus pris en application de l'agrément délivré par l'ASN. Demande II.1 : disposer d'indicateurs permettant d'évaluer l'efficacité des processus pris en application de l'agrément délivré par l'ASN, séparément des autres processus. ## Facteurs Ayant Une Influence Sur Le Résultat De La Mesure Le point 7.2.2.1 de la norme en référence [3] mentionne que : « le laboratoire doit valider les méthodes non normalisées, les méthodes développées par le laboratoire et les méthodes normalisées employées en dehors de leur domaine d'application prévu, ou autrement modifiées. La validation doit être aussi étendue que l'impose la réponse aux besoins pour l'application ou le domaine d'application donné. » Son point 7.8.1.2 précise que : « les résultats doivent être fournis de manière exacte, claire, non ambiguë, objective, […], et doivent être accompagnés de toutes les informations convenues avec le client et nécessaires à l'interprétation des résultats, […] ». Les résultats de détermination de l'indice beta global sur aérosols peuvent présenter un problème de représentativité si la vitesse du vent dépasse 10 m.s-1. Vous avez montré aux inspecteurs que vous suiviez ce paramètre, en conservant les données de mesure de la vitesse du vent et en signalant dans un tableau les dépassements ponctuels et les durées de dépassement en nombre de minutes par jour. Toutefois, vous avez indiqué aux inspecteurs que le laboratoire ne dispose pas de consigne précisant la conduite à tenir, l'effet sur la validité de l'échantillonnage et in fine l'impact sur la valeur versée au RNM. De plus, ces paramètres ne sont pas versés dans le logiciel SIRENE. Demande II.2 : préciser la conduite à tenir en cas de relevé d'une vitesse de vent pouvant affecter la mesure lors du prélèvement des aérosols, incluant une éventuelle mention à apporter au résultat versé au RNM. ## Iii. Constats Ou Observations N'Appelant Pas De Reponse A L'Asn Observation Iii.1 : Indicateurs Généraux Les inspecteurs ont observé le fait que l'indicateur « taux de constats d'origine 6 leviers » reste non atteint dans la durée. Vous avez indiqué aux inspecteurs qu'en dehors d'actions de rappel et de sensibilisation, vous disposiez de peu de moyens de l'améliorer. En cas de récurrence d'un même constat, l'occurrence est modifiée dans l'analyse de risque lors de la revue annuelle des constats, avec des paliers d'occurrence à 5 ans, 1 an, 1 mois, 1 semaine ou inférieur à 1 semaine. Or, le suivi des constats est annuel, en prenant en considération une plage du 1er janvier au 31 décembre. Si un événement se reproduit avec une fréquence supérieure à 1 an, aucune récurrence ne pourra être relevée. Sa prise en compte dans votre analyse de risque ne peut donc être effectuée que si sa fréquence est inférieure à 1 an. Cet indicateur ne permet pas ainsi de piloter efficacement les processus du laboratoire environnement. ## Observation Iii.2 : Accès Aux Documents Votre manuel qualité précise que le responsable qualité « anime lors de réunions avec le personnel, des échanges sur le thème de l'impartialité ». De plus, « le responsable éthique et de conformité met en place les actions de prévention et de maitrise des risques éthiques et de conformité, sensibilise les collaborateurs… » Une sensibilisation aux risques éthiques (impartialité, conflits d'intérêts) est réalisée annuellement. Vous avez présenté aux inspecteurs l'émargement des agents du laboratoire environnement pour l'année 2022. Lorsqu'un agent n'est pas présent, il certifie par sa signature avoir pris connaissance du compte rendu de la réunion. Les inspecteurs ont demandé à consulter l'émargement de 2021, afin notamment de vérifier qu'un agent du laboratoire, n'ayant ni participé à la réunion de 2022, ni pris connaissance du compte-rendu, avait été sensibilisé en 2021. Les inspecteurs n'ont pas pu obtenir l'information car les comptes rendus de ces réunions ne sont accessibles que par une personne, en congé le jour de l'inspection. Ce constat montre que l'accessibilité à certains documents traçant des exigences du système qualité est perfectible. ## Observation Iii.3 : Suivi Des Eil Des incohérences ont été relevées par les inspecteurs dans le tableau de synthèse des EIL réalisés par le laboratoire environnement sur la période 2018 - 2022 où les informations concernant les références de l'agrément ASN, le radionucléide mesuré et/ou l'unité dans laquelle est rendu le résultat ne sont pas toujours concordantes. Les critères définissant la performance globale (colonne résultats) du laboratoire en combinant trois indicateurs individuels (écart relatif, En, et z score) ne sont pas documentés. Ce constat montre que la procédure pour surveiller la validité des résultats du laboratoire est perfectible. ## Observation Iii.4 : Bonne Pratique, Évaluation Simplifiée Des Sous-Traitants Le laboratoire définit plusieurs niveaux de surveillance des sous-traitants : surveillance par la direction industrielle d'EDF, surveillance dans le logiciel Argos, fiche d'évaluation de la prestation (FEP) et évaluation de la prestation simplifiée. Les inspecteurs notent l'intérêt de procéder par priorisation des enjeux et simplification des démarches. Toutefois, le site doit prêter attention à partager le retour d'expérience de l'évaluation des prestataires avec les autres sites, les fiches d'évaluation simplifiées n'ayant pas le même circuit de diffusion que les FEP. ## Observation Iii.5 : Validation Des Logiciels Votre manuel qualité précise que le responsable technique « valide les logiciels utilisés au sein du laboratoire Environnement avant leur mise en utilisation. » Les inspecteurs ont constaté que le logiciel TRITON n'a fait l'objet d'aucune validation lors de sa mise en application dans le laboratoire. ## Observation Iii.6 : Incertitude Sur Le Temps De Prélèvement Le temps de prélèvement des aérosols retenu est de 24 heures, en notant comme valeur de début de prélèvement N+1 l'heure de fin du prélèvement N. Or, plusieurs minutes peuvent passer entre l'arrêt du préleveur pour retirer le filtre N et le redémarrage du préleveur avec un débit nominal pour le prélèvement N+1. Le laboratoire ne définit pas de limite à partir de laquelle l'intervalle entre l'heure d'arrêt N et l'heure de démarrage N+1 pourra avoir une influence sur la mesure. Les inspecteurs ont noté cependant qu'avec l'incertitude globale prise en compte (1,2 %), les quelques minutes de cet intervalle pour les prélèvements en temps normal n'auront pas d'impact. Vous voudrez bien me faire part, sous deux mois, et selon les modalités d'envois figurant ci-dessous, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées et répondre aux demandes. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le directeur, l'assurance de ma considération distinguée. L'adjoint à la cheffe de la division de Strasbourg Signé par Vincent BLANCHARD
CODEP-DCN-2023-009171	Référence courrier : CODEP-DCN-2023-009171 EDF - Division de l'Ingénierie du Parc, de la Déconstruction et de l'Environnement (DIPDE) Monsieur le Directeur 140 avenue Viton 13401 MARSEILLE CEDEX 20 Montrouge, le 21 avril 2023 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base Lettre de suite de l'inspection des 26 et 27 janvier 2023 sur le thème de la réalisation des études agressions, et notamment des études « grands froids », dans le cadre du RP4 1300 N° dossier : Inspection n°INSSN-DCN-2023-0281 (à rappeler dans toute correspondance) Références : [1] Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V [2] Code de l'environnement, notamment son chapitre VII du titre V [3] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base [4] VD4 1300 - AGR13 - Bilan des études thermiques du référentiel grand froid pour les bâtiments de l'îlot nucléaire - Etat pré-VD4 (Note EDF référencée D455621112570 B du 2 juillet 2022) [5] Note EDF - EMECX98002 ind. B - Protection des bâtiments ventilés par « grands Froids » - Températures d'ambiance caractéristiques des matériels prises en compte dans les études de comportement thermique des bâtiments [6] Référentiel des exigences de sûreté : règles générales de conception pour la protection contre le froid (Note EDF référencée ENSN-/870087 F du 9 octobre 1998) [7] Note EDF - PX-A8F004050750MFTB - Projet RP4 1300 - Palier P4 - Mise à jour des études thermiques des bâtiments de l'îlot nucléaire - Note de modélisation et de résultats Grand Froid du BK [8] Plan de management du projet de quatrième réexamen périodique des tranches de 1300 MWe (Note EDF référencée D455617001068 B du 22 octobre 2019) ## Monsieur Le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en références [1] et [2] concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection a eu lieu les 26 et 27 janvier 2023 à la Division de l'Ingénierie du Parc, de la Déconstruction et de l'Environnement (DIPDE) d'EDF sur le thème de la préparation et de la réalisation des études agressions, et notamment des études « grands froids », dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. Je vous communique ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthese De L'Inspection Dans le cadre de l'instruction des études portant sur les agressions fournies par EDF pour le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe, l'ASN a choisi d'adopter une approche graduée. Cette approche consiste notamment à solliciter l'expertise de l'IRSN sur les thématiques agressions pour lesquelles le référentiel évolue ou qui soulèvent le plus d'enjeux de sûreté par rapport au réexamen précédent. Les conclusions de cette expertise seront présentées au groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires (GPR) lors de sa réunion envisagée en juillet 2024. Pour les autres thématiques agressions, l'ASN organise des inspections dans les services centraux d'EDF. Déployé en parallèle du processus GPR, ce processus d'inspection permet d'évaluer les conditions dans lesquelles EDF réalise ses études et d'apprécier par sondage la pertinence de ces études. Il vise également à s'assurer de la cohérence globale entre toutes les études ainsi produites, tant d'une manière plus générale au niveau de toutes les études agressions que vis-à-vis des autres thématiques du réexamen. Les constats et conclusions de l'ASN à l'issue de ces inspections n'ont pas vocation à être présentés au GPR lors de sa réunion consacrée aux agressions. En revanche, l'ASN s'appuiera sur les observations effectuées à ces occasions pour rédiger son appréciation quant aux thématiques concernées dans le rapport relatif à ce réexamen périodique destiné au ministre en charge de la sûreté nucléaire. Si des points durs sont identifiés, ils pourront également être repris dans le courrier de l'ASN clôturant le réexamen périodique, voire intégrés à la décision de l'ASN sous forme d'une prescription technique. Dans ce cas, ces éléments pourraient être présentés au GPR lors de sa réunion portant sur le bilan du réexamen périodique. Les inspecteurs de l'ASN ont mené une inspection les 26 et 27 janvier 2023 à la Division de l'Ingénierie du Parc, de la Déconstruction et de l'Environnement (DIPDE) d'EDF à Marseille sur le thème de la préparation et de la réalisation des études agressions, et notamment des études « grands froids », dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. Cette inspection a été menée exclusivement en salle en présence des représentants d'EDF/DIPDE travaillant dans différents services contribuant à la réalisation et au suivi des études agressions et en particulier des études « grands froids ». En particulier, les inspecteurs ont échangé avec des ingénieurs responsables de projets, des spécialistes en charge de certaines thématiques techniques mais aussi avec des représentants responsables des missions de contrôle technique ou de contrôle interne. Étaient également présents des représentants de la Direction Technique d'EDF (DT) en charge du référentiel « grands froids ». Ce référentiel est décliné sur les îlots nucléaires des centrales nucléaires par la DIPDE et décliné sur les îlots conventionnels des centrales nucléaires par le Centre National d'Équipement de Production d'Électricité (CNEPE). Trois représentants du CNEPE ont également participé à l'inspection. - Un premier volet concernant l'organisation et les conditions dans lesquelles les études agressions sont réalisées. La réalisation des études constituant une AIP1, les conditions de réalisation des études doivent donc répondre aux dispositions prévues par l'arrêté INB [3] ; - Un deuxième volet abordant par sondage les études « grands froids » sur le fond (référentiels/méthodes, hypothèses d'entrée, réalisation des études/calculs, analyses fonctionnelles, identification des besoins de modifications…). Les inspecteurs ont examiné le processus de réalisation des études agressions défini par EDF/DIPDE et présenté de façon synthétique en séance par les représentants présents. Les inspecteurs ont par la suite confronté ce processus à la réalisation des études « grands froids ». Une démonstration de l'outil de calcul ThBat2 a utilement été effectuée. Lors de cette inspection, les inspecteurs ont tout d'abord pu noter la difficulté pour vos services à transmettre les documents nécessaires à l'inspection. Les attentes des inspecteurs n'étaient pas toujours comprises et des documents ont été transmis tardivement en décalage avec les discussions consacrées au sujet durant l'inspection. Toutefois, les inspecteurs ont pu apprécier l'effort, lors des présentations délivrées, de pédagogie réalisé par les différents intervenants. Les temps d'échanges ont été riches et ont apporté beaucoup d'éclaircissements. Pour finir, les inspecteurs ont constaté que, d'une façon générale, le traitement de l'AIP « réalisation des études agressions » au sein d'EDF/DIPDE est satisfaisant et conforme aux exigences de l'arrêté INB [3]. Néanmoins, lors de cette inspection, les inspecteurs ont réalisé un certain nombre de constats qui appellent, soit des actions correctives, soit des clarifications de la part de vos services. Concernant le processus général de réalisation des études agressions, les inspecteurs ont constaté : 1. L'absence d'analyse de risque en cas de retard dans la transmission d'une étude agression entraînant un risque pour le calendrier global du projet et pour l'organisation des équipes d'ingénierie en raison du report de l'instruction de celle-ci ; 2. L'absence de prise en compte du retour d'expérience de projets similaires lors du dimensionnement des besoins d'ingénierie ; 3. L'absence d'indicateurs liés aux impacts d'une étude pour le projet en termes de nombres de demandes ASN suscitées et d'engagements à prendre par EDF. Concernant les études « grands froids » réalisées dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe, les inspecteurs attendent des éléments sur : 1. L'impact sur les études d'accident du dépassement du critère de température minimale des tuyauteries ASG3 présentes dans certains locaux ; 2. L'appréciation des modifications issues des études « grands froids » du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe alors que les exigences fixées par le référentiel n'ont pas évolué depuis le troisième réexamen périodique ; 3. Les matériels à protéger contre le grand froid au titre de la défense en profondeur, intervenant dans les procédures H1 (perte totale de la source froide) et H3 (perte totale des alimentations électriques externes et internes) ; 4. La justification des températures limites des matériels et du caractère pénalisant des aggravants retenus dans les études « grands froids ». ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Sans objet. ## Ii. Autres Demandes Calendrier De Réalisation Des Études Agressions Les inspecteurs ont interrogé vos services pour comprendre la planification effectuée pour la réalisation des études agressions dans le cadre des réexamens périodiques. Plusieurs études agressions, dont les études « grands froids », ont subi des retards (pouvant aller jusqu'à un an et demi) par rapport au calendrier initial prévu par EDF et communiqué à l'ASN dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. Ces retards sont dus en partie à une volumétrie d'études sousestimée (en lien avec les suites du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe), à des problèmes de personnels et à l'impact du Covid. Vos services ont expliqué que ces retards faisaient systématiquement l'objet d'une analyse de risque pour déterminer leur impact sur le calendrier global du réexamen. Néanmoins, il n'existe aucune formalisation de ces analyses de risque et les inspecteurs n'ont pas été en mesure de contrôler leur réalisation et la pertinence de leurs conclusions (identification des conséquences, évaluation de leur acceptabilité, mise en place de parades éventuelles…). Cette traçabilité interne pourrait utilement alimenter le retour d'expérience sur la planification des études et consolider les délais annoncés dans le futur. Demande II.1 : Formaliser et transmettre à l'ASN l'analyse de risques effectuée concernant le retard pris dans la transmission des études « grands froids » du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. Demande II.2 : Formaliser les analyses de risques effectuées en cas de retard de réalisation des études agressions dans le cadre des réexamens périodiques de sûreté des réacteurs et les utiliser pour alimenter le retour d'expérience sur la planification des études des réexamens futurs. ## Moyens Mobilisés A la suite de ce premier constat, les inspecteurs ont interrogés vos services sur l'identification de leurs besoins en ingénierie. Ils ont indiqué se projeter tous les ans sur un cycle de 4 ans. L'enquête ingénierie 2022-2026 prévoit la charge attendue par projet en nombre de jours et les besoins annuels en personnel. Les inspecteurs ont constaté que la charge prévue diminue entre 2023 et 2026, notamment sur le projet du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. Or l'ASN a prévu de se positionner sur la phase générique de ce réexamen en 2025. Les inspecteurs s'interrogent sur la prise en compte du retour d'expérience du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe et notamment de la prise de position de l'ASN qui a impliqué la réalisation de nouvelles études non prévues par EDF et qui a occasionné du retard sur les études du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. L'enquête ingénierie 2022-2026 ne semble pas prendre en compte ce retour d'expérience. Demande II.3 : Prendre en compte le retour d'expérience de l'impact des suites du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe pour dimensionner les besoins humains d'ingénierie nécessaires pour les suites du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. ## Indicateurs Suivis Vos services disposent de plusieurs indicateurs de suivi pour la réalisation de leurs études portant sur les agressions. Parmi ces indicateurs, des indicateurs de pilotage portent par exemple sur le suivi des jalons d'avancement du projet, ou le suivi des prestataires extérieurs réalisant les études sous-traitées par EDF. Les inspecteurs constatent qu'EDF n'a pas d'indicateur de suivi concernant la recevabilité des études présentées, le nombre de demandes de l'ASN ou le nombre d'engagements pris par EDF à la suite de l'instruction d'une étude. La tenue de tels indicateurs permettrait de formaliser le déclenchement systématique d'analyse de risque ou de prise en compte du retour d'expérience lorsque de telles études sont ainsi identifiées. Demande II.4 : Prendre en compte, dans les outils de suivi pour la réalisation des études agressions dans le cadre des réexamens périodiques de sûreté des réacteurs, des indicateurs sur le nombre de demandes de l'ASN et d'engagements pris par EDF à la suite de l'instruction d'une étude agressions. ## Études « Grands Froids » Dans son bilan relatif aux analyses réalisées dans le cadre du quatrième réexamen périodique pour la protection des réacteurs de 1300 MWe vis-à-vis du grand froid pour les locaux des bâtiments de l'îlot nucléaire [4], vos services présentent des analyses fonctionnelles permettant, dans certains cas, de justifier le caractère acceptable de températures plus basses que les températures minimales retenues initialement dans certains locaux. Dans les locaux ZKA0430 et ZKA0435 du bâtiment combustible, EDF indique que la température minimale à respecter est de 7°C en raison de la présence dans ces locaux d'un tronçon de tuyauterie ASG. En effet, ce critère de 7°C est spécifique au circuit ASG : « les études d'accident imposent pour le cas particulier du circuit ASG, une température minimale de +7 °C pour l'eau injectée » [5]. Pour autant, cette température n'est pas respectée pour plusieurs scénarios d'agression « grands froids » où la température dans un des locaux peut descendre jusqu'à 3,8°C. EDF justifie ces dépassements en indiquant que l'objectif à retenir pour l'eau des tuyauteries ASG est l'absence de gel, et donc une température supérieure à 0°C. Cependant, l'impact que peut avoir l'atteinte d'une température inférieure à 7°C dans les tuyauteries ASG dans les études d'accident n'a été ni analysé ni formalisé par vos services. Demande II.5 : Transmettre à l'ASN l'analyse de l'impact sur les études d'accident de l'atteinte d'une température inférieure à 7°C dans les tuyauteries ASG et la justification du caractère acceptable du passage à un critère de température minimale de 0°C pour les locaux ZKA0430 et ZKA0435 du bâtiment combustible. Le référentiel suivi pour les études « grands froids » du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe est le même que celui utilisé pour les études du troisième réexamen périodique [6]. Les aléas grands froids pris en compte n'ont pas évolué non plus entre ces deux réexamens. L'impact éventuel des évolutions de l'installation mises en place depuis le troisième réexamen périodique est, d'après EDF, pris en compte dans le cadre du traitement des modifications (thèmes transverses). Pourtant, vos services définissent de nouvelles modifications relatives à l'aléa « grands froids » dans le cadre de ce nouveau réexamen. Les inspecteurs s'interrogent donc sur ce besoin de nouvelles modifications et les raisons qui les ont exigées. Demande II.6 : Transmettre à l'ASN la justification des nouvelles modifications issues des études « grands froids » du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe par rapport aux études « grands froids » du troisième réexamen périodique. Dans le cas où ces modifications répondraient à des conclusions d'étude menée au cours du troisième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe, vous caractériserez cet écart conformément à l'article 2.6.2 de l'arrêté du 7 février 2012 [3].Vous indiquerez notamment en quoi la réalisation tardive de ces modifications n'a pas d'impact sur des exigences définies d'EIP4. Le référentiel des études « grands froids » d'EDF [6] indique dans ces exigences de sûreté que : « Au titre de la défense en profondeur, d'autres cumuls sont à considérés, lesquels conduisent à protéger contre le grand froid certains matériels strictement nécessaires intervenant dans les procédures H1 et H3. » Les inspecteurs ont demandé des précisions sur ce passage du référentiel, notamment la liste des matériels concernés à protéger contre le grand froid au titre de la défense en profondeur. La réponse n'a pas pu être apportée au moment de l'inspection. Demande II.7 : Transmettre à l'ASN la liste des matériels, strictement nécessaires intervenant dans les procédures H1 et H3, à protéger contre le grand froid au titre de la défense en profondeur en explicitant les situations envisagées ayant conduit à retenir ces matériels. Dans la note EMECX98.002 indice B - Protection des bâtiments ventilés par « grands Froids » - « Températures d'ambiance caractéristiques des matériels prises en compte dans les études de comportement thermique des bâtiments » [5], EDF liste les températures de disponibilité (Td) et les températures de nondétérioration (Tnd) des matériels et composants à utiliser dans le cadre des études « grands froids ». Les inspecteurs ont souhaité avoir des précisions sur la détermination de ces températures, notamment sur celles pour lesquelles aucune référence ne semblait associée (celles des ventilateurs, des registres et clapets, des réchauffeurs électriques…) et un retour était attendu après l'inspection de vos services. Malgré l'absence de réponse à ce jour, les inspecteurs ont constaté dans la note que les températures Td/Tnd des matériels concernés étaient issues d'une note établie pour le palier N4. Demande II.8 : Transmettre à l'ASN les documents justifiants des températures Td/Tnd retenues dans les études « grands froids » du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. ## Choix Des Aggravants Dans Les Études « Grands Froids » Les inspecteurs ont interrogé vos services pour connaitre les modalités exactes de sélection des aggravants retenus dans les études « grands froids ». Ces aggravants sont différents de ceux retenus pour les études idoines des réacteurs de 900 MWe. Toutefois, les inspecteurs attendaient de recevoir la note thermique complète pour se prononcer sur la pertinence des choix effectués [7]. Malgré la réception de la note [7], les inspecteurs s'interrogent sur le caractère pénalisant du ou des aggravants retenus. Demande II.9 : Transmettre à l'ASN la justification du caractère pénalisant de l'aggravant retenu dans les études « grands froids » du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. ## Demande De Documents Complémentaires A la suite de l'inspection, les inspecteurs souhaitent obtenir différentes notes supports aux études d'agressions qui n'ont pas été transmises au cours de l'inspection. Demande II.10 : Transmettre à l'ASN les documents suivants : - Note PX23N474040750MFTB ind.A - Projet RP4 1300 - Paliers P4 - Vérification de la disponibilité des matériels situés en extérieur et des ouvrages non ventilés par Grand Froid et la note équivalente éventuelle pour le palier P'4 ; - Note PXZ23N474030750MFTB ind.A - Projet RP4 1300 - Paliers P4 et P'4 - Mise à jour des études thermiques des bâtiments BAN, BK et BAS/BL - « Synthèse des échanges et arbitrages relatifs aux études Grands Froids » ; - Note D455619102896 ind.A - Cahier des prescriptions techniques - Études thermiques VD4 1300. ## Iii. Constats Ou Observations N'Appelant Pas De Reponse Formalisation De L'Organisation Retenue Observation III.1 : À la suite d'une demande des inspecteurs, vos services ont indiqué ne pas disposer de note détaillant le processus de réalisation des études agressions (que ce soit dans le cadre du projet du quatrième réexamen des réacteurs de 1300 MWe ou que ce soit une note générique). Le processus a été expliqué aux inspecteurs, schémas à l'appui. Néanmoins les inspecteurs ont relevé un manque de clarté concernant la méthode d'élaboration du dossier d'orientation du réexamen (DOR) qui a pour objectif, entre autres, de définir les études à réaliser. De même, les inspecteurs n'ont pas compris la manière de procéder et les arbitrages réalisés pour fixer les objectifs de la thématique « grands froids ». Seule a été présentée une traçabilité très succincte de l'analyse de pertinence menée sur le référentiel « grands froids ». Celle-ci concluait à la reconduction du référentiel existant pour le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe mais sans expliquer pourquoi. La formalisation de ces processus permettrait une meilleure compréhension en interne et en externe des décisions prises sur les études agressions à réaliser dans le cadre d'un réexamen périodique de sûreté des réacteurs. Observation III.2 : De même, les inspecteurs ont demandé au cours de l'inspection si une note était disponible sur l'organisation du projet de quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe (Qui participe au projet ? Comment sont faits les arbitrages ? À quel niveau ?). Vos services ont indiqué qu'ils ne disposaient pas de ce type de document. Néanmoins, cette note a été transmise partiellement une semaine après l'inspection [8]. Les inspecteurs soulignent l'intérêt d'une telle note pour apporter de la clarté à ce type de grands projets qui implique de nombreuses entités d'EDF mais s'interrogent sur sa transmission tardive. ## Matériels Installés En Extérieur À Protéger Aux Grands Froids Observation III.3 : Au cours de l'inspection, vos services ont indiqué que les matériels à protéger contre les grands froids et installés en extérieur depuis le deuxième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe n'étaient pas listés dans la note bilan des études « grands froids » et qu'il n'existait pas de document dédié à ce sujet pour le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe comme il en existait un pour le deuxième réexamen. Pour connaître la liste des matériels installés en extérieur à protéger contre les grands froids depuis le deuxième réexamen, EDF indique devoir concaténer les informations recueillies dans ses « fiches de thèmes transverses ». Cette liste n'a donc pas pu être fournie pendant l'inspection mais a été envoyé aux inspecteurs dans un second temps. Cependant, les inspecteurs ont constaté, a posteriori, l'existence de la note PX- 23N47 404 0750 MFTB indice A - « Projet RP4 1300 - Paliers P4 - Vérification de la disponibilité des matériels situés en extérieur et dans des ouvrages non ventilés par Grand Froid » (référencée dans la note d'étude thermique détaillée du bâtiment combustible transmise également après l'inspection [7]), qui semble répondre aux questions soulevées lors de l'inspection. Or, vos services n'ont jamais fait mention de cette note pour répondre aux inspecteurs. Vous voudrez bien me faire part, sous deux mois, et selon les modalités d'envois figurant ci-dessous, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée. Signée par le chef du bureau Agressions Réexamens de Sûreté de la Direction des Centrales Nucléaires de l'ASN Yves GUANNEL
INSSN-CAE-2023-0142	Référence courrier : CODEP-CAE-2023-014590 Monsieur le Directeur de l'établissement Orano Recyclage de La Hague BEAUMONT-HAGUE 50 444 LA HAGUE Cedex À Caen, le 15 mars 2023 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base Lettre de suite de l'inspection du 22 février 2023 sur le thème du Barrage des Moulinets N° dossier : Inspection n° INSSN-CAE-2023-0142 Références : [1] - Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V [2] - Arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base [3] - Déclaration d'évènement significatif ELH-2022-055764 du 22/07/2022 [4] - Lettre de suites d'inspection ASN CODEP-CAE-2022-007019 du 7/02/2022 [5] - Etude de dangers ELH-2010-009856 v1.0 [6] - Arrêté du 15 novembre 2017 précisant les catégories et les critères des agréments des organismes intervenant pour la sécurité des ouvrages hydrauliques ainsi que l'organisation administrative de leur délivrance ## Monsieur Le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en référence [1] concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection a eu lieu le 22 février 2023 à l'établissement Orano Recyclage de La Hague sur le thème du barrage des Moulinets. Je vous communique ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthese De L'Inspection Dans le cadre du réexamen périodique de sûreté de l'INB 118, une campagne de mesures d'épaisseur a été effectuée en avril 2022 dans la galerie technique sous barrage pour trois canalisations, participant pour deux d'entre elles à l'approvisionnement en eau brute du site de La Hague (composante de sûreté nucléaire) et pour la troisième à la vidange de fond de l'ouvrage (composante de sécurité de l'ouvrage hydraulique). Les résultats ont mis en évidence des valeurs d'épaisseurs très inférieures à l'attendu, ce qui a conduit l'exploitant à interdire l'accès à la galerie technique, limitant ainsi la surveillance en galerie et, de fait, la possibilité d'actionner les vannes sous-barrage associées aux canalisations. Ceci contraint également l'utilisation du circuit habituel d'approvisionnement en eau du site par le barrage. L'inspection annoncée concernait l'examen des dispositions retenues et envisagées à l'issue de l'analyse de l'évènement significatif [3], en particulier l'avancement du projet de travaux mis en place dans la perspective d'un retour au fonctionnement nominal. Les inspecteurs ont démarré la journée par une visite en amont et en aval de l'ouvrage afin de mettre en perspective les aménagements entrepris et d'observer l'état général de la crête de la retenue, des parements, de l'évacuateur de crue, du pré-barrage et très partiellement de la galerie de visite. Ils ont poursuivi en salle l'examen des mesures compensatoires et des dispositions de surveillance et d'exploitation retenues. Au vu de cet examen par sondage, les inspecteurs relèvent que le niveau d'avancement des travaux pour assurer le traitement de l'écart [3] est perfectible du point de vue des dispositions compensatoires effectives à ce stade et de la définition d'un projet de travaux détaillé. A ce titre, dans le cadre de l'instruction de l'évènement, les inspecteurs relèvent que l'exploitant a pris un engagement de produire des éléments détaillés d'ici le mois de juin 2023 et soulignent l'impératif d'apporter à cette occasion des éléments probants de pilotage du projet. Du point de vue de la sécurité de l'ouvrage hydraulique, les inspecteurs relèvent que l'exploitant a initié des travaux préparatoires et études pour l'obturation des prises d'eau et la mise en œuvre de moyens compensatoires de vidange de fond. Les solutions techniques sont parfois complexes, compte tenu des opérations de reconnaissance nécessaires et des critères de dimensionnement des dispositifs d'obturation (séisme). Les inspecteurs relèvent toutefois qu'il convient d'aboutir à court terme sur ces sujets, compte tenu de la fonction de sécurité assurée par la vidange de fond, mais aussi des risques induits par une mise en charge de la galerie en cas de rupture d'une canalisation sous-barrage. Les inspecteurs relèvent enfin favorablement à date, le très bon niveau de suivi des engagements pris à la suite de l'inspection du 25 janvier 2022 [4]. En particulier, en réponse à une demande de l'ASN, l'exploitant a réalisé un exercice de gestion de crise au barrage, qui a permis de questionner opérationnellement les conduites à tenir, dans les conditions dégradées actuelles. Du point de vue de la sûreté nucléaire, l'approvisionnement en eau brute de l'établissement par le barrage des Moulinets, en fonctionnement normal, permet avec le concours d'une centrale de traitement de l'eau d'alimenter les utilités du site et le procédé. Des dispositions ont été mises en œuvre pour maintenir cette fonction, indépendamment des canalisations sous-barrage, par la mobilisation directe des bassins de l'établissement collectant les eaux pluviales, voire par la retenue amont du barrage des Moulinets (Froide-Fontaine). A ce stade, les inspecteurs n'identifient pas d'obstacle significatif à l'approvisionnement en eau du site. Pour autant, il conviendra de justifier la robustesse de ces modes de fonctionnement, en particulier du point de vue des exigences appliquées aux équipements, ou de l'adéquation aux usages de l'usine, au titre de la démonstration de sûreté nucléaire, qu'il s'agisse de la solution provisoire mise en œuvre ou de la solution pérenne qui sera retenue. Ces éléments s'inscrivent dans la continuité d'interrogations portant sur la méthode de suivi dans le temps de la qualification des canalisations sous-barrage, pour lesquelles l'exploitant devra produire un retour d'expérience et examiner d'éventuelles situations analogues sur l'établissement. ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Travaux Relatifs À La Sécurité De L'Ouvrage Hydraulique Le I de l'article 2.6.3 de l'arrêté [2] dispose que l'exploitant s'assure, dans des délais adaptés aux enjeux, du traitement des écarts. L'exploitant a détecté le 29 avril 2022 un écart lié au défaut de comportement d'organes de sécurité du barrage des Moulinets. Cet évènement a fait l'objet de la déclaration [3]. En particulier, l'étude de dangers du barrage des Moulinets [5] précise que la vidange de fond constitue par abaissement du plan d'eau, une mesure de protection et de limitation d'une défaillance liée à un comportement anormal de l'ouvrage ou à une réduction de l'évacuateur de crue. Les ouvrages de prise d'eau sont également valorisés comme barrière pour ce deuxième cas. La vidange de fond du barrage est opérée en manœuvrant les vannes situées dans la galerie sous le barrage. L'interdiction d'accès à la galerie, pour des raisons de sécurité, obère leur accessibilité. Par ailleurs, le scénario de rupture d'une canalisation sous-barrage est susceptible de conduire à la mise en charge de la galerie et à une infiltration du remblai de l'ouvrage. Dans le cadre de l'instruction de l'évènement [3], l'exploitant s'est engagé à transmettre d'ici le mois de juin 2023 un projet de travaux dont l'objectif est le retour au nominal des installations. En première approche, ces opérations devraient relever de travaux significatifs qui s'inscrivent à moyen terme. A ce stade, l'exploitant a entrepris des études techniques et des opérations de reconnaissance dans le but d'obturer les prises d'eau du barrage et de mettre en œuvre un dispositif de vidange de la retenue. Les solutions techniques ne sont pas encore pleinement établies, ce qui est également lié à la nature des exigences prises en compte (tenue au séisme par exemple). Les inspecteurs relèvent qu'il convient de finaliser à court terme ces opérations, compte tenu des enjeux de sécurité de l'ouvrage hydraulique. Les inspecteurs observent également, du point de vue de la vidange de fond, qu'il conviendra de retenir un moyen compensatoire permettant d'éviter l'impact sur le parement et les risques d'érosion à l'aval de l'ouvrage. Demande I.1 : Dans un délai de deux mois, démarrer l'exécution des travaux associés à la maîtrise du risque de rupture des canalisations. Justifier les exigences retenues. Demande I.2 : Dans un délai de deux mois, planifier l'exécution des travaux visant à compenser l'inaccessibilité de la vanne de vidange de fond. Justifier les exigences retenues. Demande I.3 : Avant le 30 juin 2023, transmettre conformément à l'engagement susmentionné, un projet de travaux détaillé de remise en état de l'installation. Justifier les exigences retenues. ## Ii. Autres Demandes Exigences Définies Applicables Aux Équipements L'article 2.5.1 de l'arrêté [2] dispose que l'exploitant identifie les éléments importants pour la protection (EIP), les exigences définies afférentes et en tient la liste à jour. Dans le cadre de l'évènement [3], des dispositions ont été mises en œuvre pour assurer l'approvisionnement en eau de l'établissement, indépendamment des canalisations sous-barrage, par la mobilisation directe des bassins de l'établissement collectant les eaux pluviales, voire par la retenue amont du barrage des Moulinets (Froide-Fontaine). A ce stade, les inspecteurs n'identifient pas d'obstacle significatif à l'approvisionnement en eau du site. En revanche, sur le plan de la méthode, les inspecteurs relèvent qu'il convient de réexaminer à date et au titre de la sûreté nucléaire, l'adéquation des moyens compensatoires avec les enjeux du site pour la période envisagée. Il convient également de questionner les exigences définies au sens de l'arrêté [2] applicables aux équipements participant à la fonction d'approvisionnement en eau de l'établissement, notamment celles retenues pour les moyens compensatoires mis en œuvre. Demande II.1 : Réexaminer au titre de la sûreté nucléaire et pour le fonctionnement normal, les enjeux d'approvisionnement en eau du site. Evaluer l'efficacité des moyens compensatoires retenus, pour la période de fonctionnement envisagée. Demande II.2 : Identifier les (EIP) au sens de l'arrêté [2] participant à l'approvisionnement en eau et les exigences définies applicables, en considérant les moyens compensatoires mis en œuvre. ## Retour D'Expérience Associé Au Contrôle Des Tuyauteries Et Vannes Sous-Barrage L'article 2.6.5 de l'arrêté [2] définit les dispositions applicables à l'analyse des évènements significatifs. Les tuyauteries et vannes sous-barrage constituent des éléments importants pour la protection au sens de l'arrêté [2], depuis une mise à jour réalisée en 2017 dans le cadre du processus de réexamen périodique de l'INB 118, du point de vue des actions de remédiation. Les inspecteurs observent qu'un rapport d'essais non destructifs réalisé par un organisme externe en 2016 a détecté selon les tuyauteries, des pertes locales importantes par corrosion interne, ainsi que des zones de corrosion moyennes à sévères, en particulier pour les canalisations permettant la remontée d'eau brute. Les inspecteurs observent qu'il convient de réinterroger au titre de l'analyse des causes organisationnelles, le processus de prise en compte des conclusions des rapports d'analyse, ce qui n'a pas été formalisé à ce stade de l'analyse de l'évènement. Cette démarche devra utilement questionner des situations potentiellement analogues sur l'établissement. Une observation de même nature avait été formulée lors de l'inspection menée le 25 janvier 2022 [4]. Demande II.3 : Produire un retour d'expérience des investigations menées sur les tuyauteries et vannes sous-barrage et de la prise en compte des conclusions associées. Préciser le processus applicable en la matière, à l'échelle de l'établissement. Se positionner sur d'autres situations potentiellement analogues (canalisations alimentant la station de pompage du barrage depuis Froide-Fontaine, lignes d'alimentation des installations à partir des bassins par exemple). ## Marge De Sécurité Des Canalisations Sous-Barrage L'interdiction d'accès à la galerie technique a été décidée par l'exploitant compte tenu des épaisseurs mesurées sur les canalisations sous-barrage et de la prise en compte du risque de rupture. Cette approche n'est pas remise en cause par l'ASN. Toutefois, les inspecteurs observent que l'accès aux galeries a été exceptionnellement autorisé depuis la détection de l'écart [3]. Dans ce cadre, les inspecteurs relèvent qu'il conviendrait d'objectiver le coefficient résiduel de sécurité des canalisations et l'évaluation du niveau de risque associé. Cette démarche pourrait utilement confronter les caractéristiques connues des canalisations (diamètre, matériau, mesures d'épaisseur) par rapport aux pressions hydrostatiques susceptibles d'être engagées. Demande II.4 : Objectiver la marge de sécurité des canalisations, compte tenu des pertes d'épaisseurs mesurées. ## Trappe De Visite De La Galerie Sous-Barrage Vis-à-vis du risque de rupture d'une canalisation conduisant à la mise en charge de la galerie sousbarrage, les inspecteurs observent qu'une trappe de visite est susceptible de constituer un exutoire partiel des eaux. Au vu des conséquences potentielles d'une infiltration d'eau dans l'ouvrage et sans contrevenir au principe de responsabilité de l'exploitant, il convient de réexaminer l'opportunité d'ouvrir préventivement la trappe jusqu'à l'obturation des prises d'eau. Demande II.5 : Réexaminer l'opportunité d'ouvrir préventivement la trappe de visite au titre de la maîtrise d'un scenario de rupture des canalisations. ## Organismes Agréés Intervenant Pour La Sécurité Des Ouvrages Hydrauliques L'arrêté [6] précise notamment les catégories et les critères des agréments des organismes intervenant pour la sécurité des ouvrages hydrauliques. En particulier, un agrément est requis pour la réalisation de livrables réglementaires, tels que l'élaboration du rapport d'auscultation ou de l'étude de dangers. Les inspecteurs observent que le bureau d'études et conseils intervenant sur le barrage des Moulinets ne dispose plus à date d'inspection d'agrément en cours de validité pour la réalisation de ces tâches sur la catégorie d'ouvrage concerné. Ceci questionne l'organisation retenue pour la réalisation du dernier rapport d'auscultation, en cours de finalisation ainsi que la révision à venir de l'étude de dangers. Il convient également de réinterroger la robustesse de l'organisation retenue pour les études et travaux relatifs à la sécurité de l'ouvrage, sans présumer du projet de travaux détaillé qui sera remis. Demande II.6 : Justifier, vis-à-vis du niveau d'agrément requis, la conformité de l'organisation retenue pour la production des livrables réglementaires liés à la sécurité de l'ouvrage. Justifier également la robustesse de l'organisation retenue pour la réalisation des travaux relatifs à la sécurité de l'ouvrage hydraulique. ## Iii. Constats Ou Observations N'Appelant Pas De Reponse A L'Asn Vidange de fond : grille de protection et mode opératoire d'essai des vannes Observation III.1 : Dans le cadre d'opérations de reconnaissance, l'exploitant a constaté la présence de matériaux en fond de retenue à proximité de la prise d'eau de vidange de fond. Les observations montrent que cela n'aurait a priori pas limité le bon fonctionnement de la vidange de fond, en fonctionnement normal. Les inspecteurs observent toutefois qu'il conviendra de se positionner sur l'existence ou non d'une grille au niveau de cette prise d'eau (voire celles d'alimentation en eau brute), ce que les investigations n'ont pas identifié à ce stade. Observation III.2 : Les inspecteurs ont examiné le mode opératoire d'essai annuel des vannes de vidange de fond (manuelle/électrique). Ils relèvent que celui-ci questionne la pertinence de l'enchaînement des actions pour garantir un contrôle avec une pression représentative, notamment dans le cas de l'essai de la vanne aval, vis-à-vis de la position de la vanne amont. Ainsi, dans la perspective d'un retour au nominal de la vidange de fond, les inspecteurs observent qu'il conviendra de réexaminer l'efficacité de ce mode opératoire. ## Surveillance Des Galeries De L'Ouvrage Observation III.3 : Les inspecteurs observent que l'interdiction d'accès à la galerie sous-barrage et la nature de l'évènement [3] conduisent de fait à la non-réalisation de vérifications telles que l'essai annuel des vannes mais également la ronde mensuelle de l'ouvrage pour la partie concernant la galerie. Considérant les explications apportées par le bureau d'études en charge de la surveillance du barrage, les inspecteurs notent que les contrôles habituellement effectués par ailleurs (réseau de piézomètres, cordes vibrantes, débit des drains) permettent de compenser efficacement la surveillance directe des fissures instrumentées en galerie. Pour autant, les inspecteurs observent que des visites en galerie ont été exceptionnellement réalisées par l'exploitant. Dans ce cadre, et sans contrevenir au principe de responsabilité de l'exploitant, les inspecteurs observent qu'il convient de réinterroger l'opportunité de mettre à profit ces visites, quand elles sont mises en œuvre, pour la surveillance des galeries, en tenant compte du calcul de la marge de sécurité. ## Remise En État Des Installations Observation III.4 : Les inspecteurs observent que les perspectives de travaux visant le retour au nominal des installations de prélèvement d'eau et de vidange de fond dans le barrage des Moulinets, feront l'objet d'un projet de travaux détaillé que l'exploitant s'est engagé à transmettre d'ici le mois de juin 2023. En première approche, l'exploitant a indiqué que ces opérations devraient relever de travaux significatifs qui s'inscrivent a priori à moyen terme. Les inspecteurs observent que ce projet de travaux devra prendre en compte la conformité aux exigences réglementaires, par exemple visà-vis de la vidange de fond, laquelle est actuellement dimensionnée pour vider la retenue en environ 8 jours d'après l'étude de dangers [5]. Il devra également aborder les sujets opérationnels tels que la gestion des déchets, par exemple celle des sédiments qui seraient issus du barrage. Vous voudrez bien me faire part, sous deux mois, et selon les modalités d'envois figurant ci-dessous, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée. Le chef de division Signé par Gaëtan LAFFORGUE-MARMET
INSSN-CAE-2023-0153	Référence courrier : CODEP-CAE-2023-013997 Monsieur le Directeur de l'établissement Orano Recyclage de La Hague BEAUMONT-HAGUE 50 444 LA HAGUE Cedex À Caen, le 13 mars 2023 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base Lettre de suite de l'inspection du 27 février 2023 sur le thème de l'état des systèmes, matériels et bâtiments - Essais NCPF T2 N° dossier : Inspection n° INSSN-CAE-2023-0153 Références : [1] - Code de l'environnement [2] - Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base [3] - Processus 060-0 - Traiter les problèmes constatés par les essais [4] - Note ELH-2021-072569 v2 du 28 mars 2022 : « Projet NCPF - Dossier MSA NCPF T2 - Réponses sur thème incendie » ## Monsieur Le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en référence [1] concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection a eu lieu le 27 février 2023 à l'établissement Orano La Hague sur le thème de l'état des systèmes, matériels et bâtiments, et plus particulièrement sur les essais intéressants la sûreté (EIS) réalisés en amont de la mise en service du bâtiment NCPF (nouvelle concentration des produits de fission) de l'atelier T2. Je vous communique ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthese De L'Inspection L'inspection réalisée en amont de la mise en service active du bâtiment NCPF de l'atelier T2 a permis notamment aux inspecteurs d'examiner l'organisation mise en œuvre pour la réalisation des EIS, la gestion des constats identifiés lors de ces essais, et les modifications éventuelles engendrées. Au vu de cet examen par sondage, l'organisation et la réalisation des EIS en amont de la mise en service du bâtiment NCPF de l'atelier T2 est apparue globalement satisfaisante. Les inspecteurs ont jugé positivement les compétences des intervenants rencontrés, et ont noté une nette amélioration de la complétude générale des fiches d'EIS par rapport à l'inspection précédente réalisée en juillet 2022 sur ce même sujet. Les inspecteurs ont également relevé que le lien entre les fiches de remarques d'essais (FRE) et les fiches de modifications éventuelles est clair, et les contrôles par sondage réalisés n'ont pas identifié d'écarts sur le sujet. Toutefois, les inspecteurs ont noté que les FRE sont parfois émises tardivement, ce qui n'est pas en adéquation avec le processus défini. Des justifications sont également attendues quant à la complétude de certains essais réalisés de manière séquentielle relatifs au domaine de la sécurité fonctionnelle. ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Néant ## Ii. Autres Demandes 1. Ouverture Des Fre Votre processus en référence [3] prévoit que « l'équipe d'essai peut détecter durant cette phase des anomalies conduisant à un besoin de modification : * soit pour proposer des corrections ou des améliorations des équipements ou des installations, * soit parce que des performances contractuelles ne sont pas atteintes, * soit pour des raisons non contractuelles telles que le non-respect de règles de l'art, * soit pour formaliser les situations dans lesquelles les résultats d'essais obtenus ne satisfont pas aux critères d'acceptation initialement prévus». Le processus prévoit également que l'initiation de la FRE est réalisée par l'agent essais, afin de « décrire précisément le problème constaté ou l'amélioration demandée », et que son enregistrement est réalisé suite à la tâche de « retenir ou non la FRE initiée », dont le responsable est le chef de groupe essais. Au cours de l'inspection, les inspecteurs ont relevé que dans les faits, ce processus n'est pas suivi, puisque les FRE n'étaient parfois émises que lorsque des actions curatives ou correctives étaient identifiées. Ainsi, le processus est dévoyé puisque cela peut amener à ne pas disposer d'une traçabilité de l'ensemble des remarques ou anomalies relevées lors des essais ainsi qu'une définition des actions curatives ou correctives réalisés selon un processus potentiellement différent de celui prévu. Pour exemple, le jour de l'inspection, aucune FRE n'avait encore été émise suites aux essais réalisés les 7 et 9 janvier 2023 ayant permis d'identifier une entrée d'air dans le circuit de traitement des gaz, soit plus d'un mois après l'identification de l'anomalie, et pour laquelle des travaux de remise en conformité étaient prévues. Vos représentants ont indiqué que les remarques étaient plutôt tracées dans des mails, ou dans le cahier de quart, alors que la FRE est l'outil défini pour tracer l'ensemble des constats. ## Demande Ii.1 : - Concernant l'entrée dans le circuit de traitement des gaz, émettre une FRE ; - Plus globalement, respecter votre processus d'émission de FRE, permettant la traçabilité de tout défaut relevé au cours d'un EIS, qu'ils soient retenus ou non. 2. Justification de la complétude des EIS réalisés dans le cadre de la vérification de la cinétique de mise en état sûr automatisée des évaporateurs 4110-21, 22 et 23 La cinétique de mise en état sûr automatisée des évaporateurs 4110-21, 22 et 23 doit être vérifiée en cas d'atteinte des seuils de : - Température haute ; - Pression haute ; - Niveau bas de l'évaporateur ; - Niveau bas de la bâche d'alimentation ; - Débit bas du refroidissement. Cette mise en état sûr consiste à l'arrêt de l'alimentation en solutions à traiter, l'arrêt de la chauffe avec passage en refroidissement forcé, l'arrêt de l'alimentation en formol et le passage en reflux total. Les inspecteurs ont relevé que votre stratégie a évolué en cours du déploiement des EIS. En effet, dans un premier temps, cette cinétique devait être vérifiée pour chacun des seuils précédemment évoqués. Pour exemple la fiche d'essais référencée FE030 révision 1 avait pour objet de vérifier trois points : - Le bon déclenchement du seuil de niveau bas dans l'évaporateur 4110-23 ; - Le report de cette information en salle de conduite ; - Le bon déroulement de la cinétique de mise en état sûr de l'évaporateur 4110-23. Or, sur cette fiche d'essais, seuls les deux premiers critères ont été vérifiés. Pour le troisième critère, vous vous êtes assuré du changement d'état du bit référencé BN_DNB23_1, mais pas l'enclenchement de la fonction visant à dérouler la cinétique de mise en état sûr de l'évaporateur, puisque vous avez posé un « shunt », et indiqué que ce critère serait vérifié au travers de la fiche d'essai « mise en état sûr de l'évaporateur 4110-23 ». Vous avez ainsi, au travers des fiches d'essais référencés FE040, 041 et 042 testé la cinétique de chacun des trois évaporateurs, mais sur déclenchement d'un seul des cinq seuils précédemment évoqués. Vous justifiez ce choix afin d'éviter les trop nombreuses séquences d'arrêt/démarrage des évaporateurs. Demande II.2 : justifier que le séquençage et la séparation des tests des seuils devant déclencher la cinétique de mise en état sûr automatisée des évaporateurs 4110-21, 22 et 23 permet de s'assurer du bon fonctionnement de cette cinétique pour chacun des cinq seuils. 3. Justification du résultat « satisfaisant » de la fiche d'essai relative à la mise en état sûr de l'évaporateur 4110-21 En complément de la demande précédente, les inspecteurs ont relevé que la fiche d'essais relative à la mise en état sûr de l'évaporateur 4110-21 avait été considérée comme satisfaisante alors que plusieurs aléas pouvant remettre en cause ce résultat ont été relevé. L'essai visait à s'assurer du bon déroulement de la cinétique de mise en état sûr automatisée de l'évaporateur 4110-21 sur bas débit refroidissement. Au cours de l'essai, lors de l'ouverture d'un bypass du circuit de refroidissement, visant à diminuer le débit de refroidissement et ainsi tester le déclenchement du seuil relatif au débit bas du refroidissement de l'évaporateur 4110-21, les seuils des trois évaporateurs relatifs à ce critère se sont déclenchés, engendrant une mise en état sûr des trois évaporateurs. De plus, cette mise en état sûr doit normalement initier le refroidissement forcé, par l'ouverture de la vanne 4160 XV.2x (x correspondant au numéro de l'évaporateur). Or, au cours de l'essai, suite au déclenchement de la cinétique de mise en état sûr des trois évaporateurs, les vannes de chacun des trois évaporateurs permettant la mise en route du refroidissement forcé auraient dues s'ouvrir, mais seule celle correspondant à l'évaporateur 4110-23 s'est ouverte. L'essayeur a donc redémarré l'automate et « forcé » le seuil correspondant au débit bas du refroidissement de l'évaporateur 4110-21 pour finaliser l'essai. Demande II.3 : du fait des nombreux dysfonctionnements survenus sur un essai intéressant pour la sûreté, visant à d'assurer de la cinétique de mise en état sûr d'un évaporateur, et alors qu'un critère d'acceptation a nécessité le redémarrage de l'automate pour être satisfait, justifier du caractère satisfaisant de l'essai ou renouveler celui-ci. ## 4. Justification Du Résultat Satisfaisant De La Fiche D'Essai Relative Aux Essais De Validation Fonctionnelle De La Fonction 34110 Fordo2.1 De La Cuve 4110-10 Lors de la consultation de la fiche d'essai relative aux essais de validation fonctionnelle de la fonction visant à prévenir l'emballement de type « red-oil » au sein de la cuve 4110-10, les inspecteurs ont relevé que la valeur d'acceptabilité de deux exigences de sûreté n'étaient pas cohérentes : - Concernant l'alarme de densité basse de la cuve 10, la valeur attendue est de 995 kg/m3 avec une tolérance de +/- 3%, pour autant vous vous êtes fixés une valeur d'acceptabilité de l'EIS à 980 kg/m3 (ce qui ne correspond pas à 3% de 995m3) ; - Concernant l'alarme de niveau bas de la cuve 10, la valeur attendue est de 219 mm avec une tolérance de +/- 2% pour autant vous vous êtes fixés une valeur d'acceptabilité de l'EIS à 210 mm (ce qui ne correspond pas à 2% de 219mm) ; Demande II.4 : justifier les valeurs d'acceptabilité concernant ces deux exigences de sûreté. ## 5. Retard Dans La Mise En Œuvre De Protections Incendie Dans le cadre de l'instruction du dossier de mise en service du bâtiment NCPF de l'atelier T2, vous vous étiez engagé, au travers de la note en référence [4] à mettre en place des dispositions supplémentaires vis-à-vis des risques liés à l'incendie étudié dans le cadre du référentiel de sûreté procédé NCPF T2. Vos représentants ont informé les inspecteurs le jour de l'inspection, que contrairement à l'engagement pris, certaines protections contre l'incendie visant à éviter un mode commun entre les boucles de refroidissement 300 et 500 ne pourraient être mises en œuvre avant la mise en service active. Demande II.5 : s'agissant d'écarts au référentiel de sûreté du bâtiment NCPF, transmettre, au travers du dossier administratif adéquat : - L'analyse des conséquences potentielles associées à l'absence de protection contre l'incendie sur ces équipements ; - La justification de la possibilité de mise en service actif du bâtiment NCPF T2 sans ces protections. ## 6. Justification De La Pérennisation Des Autorisations De Modification Provisoire De l'automatisme (AMPA) référencées 0237 et 0238 Les inspecteurs ont consulté des FRE par sondage. Concernant la FRE référencée 6362 et relative à l'asservissement du seuil QCGB qui ne se déclenche pas, ils ont relevé que celle-ci avait mis en exergue une erreur dans la programmation de l'automate. La solution retenue visait à modifier la programmation de manière provisoire dans un premier temps, au travers de deux AMPA 0237 et 0238. La conclusion de la FRE visait à rendre pérenne ces deux AMPA lors d'une montée d'indice du logiciel de l'automate. En séance, vos représentants n'ont pu confirmer que cette intégration serait réalisée avant la mise en service active (MSA). Demande II.6 : justifier que l'intégration pérenne des AMPA référencée 0237 et 0238 sera réalisée avant la MSA. ## 7. Justification De L'Absence D'Impact Sur Le Procédé En Cas De Nouvelles Ruptures De Pales D'Une Turbine D'Une Pompe Paac1 Lors de l'inspection, vos représentants ont évoqué la casse successive de pales des turbines des deux pompes PAAC servant au transfert des condensats du bâtiment NCPF, entrainant leur mise à l'arrêt. Les pales cassées ont pu être récupérées au niveau de la turbine. La cause serait une rupture par fatigue. Vos représentants ont ainsi indiqué que les nouvelles turbines seraient désormais plus résistantes pour éviter le renouvellement de cet incident. Interrogés sur la possibilité que des pales cassées soient entrainées dans le procédé en cas de nouvelle avarie, vos représentants n'ont pu confirmer ou infirmer ce point en séance. Demande II.7 : justifier de l'absence d'impact sur le procédé en cas de nouvelles ruptures de pales d'une turbine d'une pompe PAAC. III. CONSTATS OU OBSERVATIONS N'APPELANT PAS DE REPONSE A L'ASN Sans objet. Vous voudrez bien me faire part, sous deux mois, et selon les modalités d'envois figurant ci-dessous, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée. Le chef du pôle LUDD Signé par Hubert SIMON
INSSN-MRS-2023-0621	Référence courrier : CODEP-MRS-2023-014501 Monsieur le directeur du CEA CADARACHE 13108 SAINT PAUL LEZ DURANCE Marseille, le 20 mars 2023 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base. Lettre de suite de l'inspection du 14 mars 2023 sur le thème « Suivi des intervenants extérieurs » à MASURCA (INB 39) N° dossier: Inspection no INSSN-MRS-2023-0621 Références : [1] Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V. [2] Chapitre 5 des règles générales d'exploitation - indice 8. [3] Plan de surveillance des intervenants extérieurs INB 39 MASURCA indice E. [4] Plan de surveillance particulier des opérations de démontage du bâtiment 241 réalisées par la société DENUC indice 1. [5] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base. ## Monsieur Le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en référence [1] concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection a eu lieu le 14 mars 2023 dans MASURCA (INB 39) sur le thème « Suivi des intervenants extérieurs ». Je vous communique ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthèse De L'Inspection L'inspection de l'installation MASURCA (INB 39) du 14 mars 2023 portait sur le thème « Suivi des intervenants extérieurs ». Les inspecteurs ont examiné par sondage des plans de surveillance des intervenants extérieurs et les enregistrements associés, ils ont examiné les écarts remontés par les intervenants extérieurs depuis les trois dernières années et les bilans annuels de la surveillance réalisés par l'installation au titre du retour d'expérience (REX) pour 2021 et 2022. Les inspecteurs ont suivi deux rondes effectuées par deux intervenants extérieurs d'entreprises différentes : une ronde annuelle de vérification des portes coupefeu et une ronde hebdomadaire de vérification de la ventilation. Ils ont également effectué une visite du bâtiment réacteur. Au vu de cet examen non exhaustif, l'ASN considère que l'organisation mise en place en termes de suivi des intervenants extérieurs est globalement satisfaisante. L'exploitant a progressé sur le suivi des intervenants extérieurs et effectue une surveillance appuyée au travers d'un plan de surveillance générique et de plans de surveillance particuliers en cette période de travaux préalables au démantèlement. ## I. Demandes À Traiter Prioritairement Cette inspection n'a pas donné lieu à des demandes à traiter prioritairement. ## Ii. Autres Demandes Rex De La Surveillance Des Intervenants Extérieurs Le chapitre 5 des règles générales d'exploitation (RGE) [2] prévoit au 2.2.3 que le REX de la surveillance « a pour objectif de s'assurer de la pertinence et complétude de la surveillance, et d'améliorer, le cas échéant les dispositions mises en place, notamment le plan de surveillance ». L'exploitant n'a pas formalisé les critères permettant d'évaluer la pertinence, la complétude et la suffisance de la fréquence des actions de surveillance. Demande II.1. : Formaliser des critères permettant l'évaluation de la pertinence, la complétude et la suffisance de la fréquence des actions de surveillance. ## Fréquence De Surveillance Des Intervenants Extérieurs Le plan de surveillance générique [3] et le plan de surveillance particulier [4] mis en place pour les opérations de démontage du bâtiment 241 définissent des fréquences de surveillance par tâches effectuées. L'exploitant ne dispose d'aucun outil pour s'assurer du respect des fréquences de surveillance définies dans les plans de surveillance. Demande II.2. : Prendre des dispositions pour assurer le respect des fréquences de surveillance définies dans le plan de surveillance. ## Présence De Matériel Dans Une Zone D'Entreposage De Déchets Tfa L'article 3.1.3 de la décision du 21 avril 2015 [3] dispose « les déchets provenant de ZppDN doivent être gérés comme des déchets radioactifs sauf si les conditions mentionnées au II sont remplies ». De plus, l'exigence définie n°3 de l'activité importante pour la protection des intérêts (AIP) n°8 (gestion des contrats, prestations, approvisionnements) prévoit « la diffusion et vérification de la connaissance, de la compréhension et de l'application par les intervenants extérieurs de la politique en matière de protection des intérêts ». Lors de la visite, les inspecteurs ont constaté que des intervenants extérieurs avaient déposé du matériel (radiamètre et sacoche) sur des fûts de déchets TFA situés dans une zone d'entreposage de déchets, à proximité de l'entrée du magasin MG3 dans lequel les intervenants effectuent des plongées. Ce matériel a donc séjourné en zone à production possible de déchets nucléaires (ZppDN). Le matériel a été immédiatement retiré à la suite de la remarque des inspecteurs. Demande II.3. : Sensibiliser les intervenants extérieurs au respect du zonage déchets et plus généralement à la politique en matière de protection des intérêts de l'installation. ## Traçabilité Des Avis D'Experts L'article 2.5.6 de l'arrêté [5] dispose « les activités importantes pour la protection, leurs contrôles techniques, les actions de vérification et d'évaluation font l'objet d'une documentation et d'une traçabilité permettant de démontrer a priori et de vérifier a posteriori le respect des exigences définies ». Dans le cadre de l'AIP n°1 « conception, modifications », les inspecteurs ont balayé des FAD (fiches d'analyse de document) relatives à des travaux à réaliser par des intervenants extérieurs. Ils ont examiné les versions définitives et intermédiaires de ces documents partagés entre les intervenants extérieurs et l'installation. La traçabilité des modifications, lors des changements d'indice des FAD, est effectuée via le mode révision de Word. En cas de consultation d'avis d'experts ou de tiers sur les FAD, la traçabilité de ces échanges n'est pas assurée. Demande II.4. : Prendre des dispositions pour assurer la traçabilité et l'enregistrement des avis d'experts sur les FAD. ## Iii. Constats Ou Observations N'Appelant Pas De Réponse À L'Asn Cette inspection n'a pas donné lieu à des constats ou observations n'appelant pas de réponse. Vous voudrez bien me faire part, sous deux mois, et selon les modalités d'envois figurant ci-dessous, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, monsieur le directeur, l'assurance de ma considération distinguée. L'adjoint au chef de la division de Marseille de l'Autorité de sûreté nucléaire, Signé par, Pierre JUAN ## Modalités D'Envoi À L'Asn Les envois électroniques sont à privilégier. Envoi électronique d'une taille totale supérieure à 5 Mo : les documents sont à déposer sur la plateforme « France transfert » à l'adresse https://francetransfert.numerique.gouv.fr, en utilisant la fonction « courriel ». Les destinataires sont votre interlocuteur, qui figure en en-tête de la première page de ce courrier ainsi que la boite fonctionnelle de l'entité, qui figure au pied de la première page de ce courrier. Envoi électronique d'une taille totale inférieure à 5 Mo : à adresser à l'adresse courriel de votre interlocuteur, qui figure en en-tête de la première page de ce courrier, ainsi qu'à la boite fonctionnelle de l'entité, qui figure au pied de la première page de ce courrier. Envoi postal : à adresser à l'adresse indiquée au pied de la première page de ce courrier, à l'attention de votre interlocuteur (figurant en en-tête de la première page).
INSSN-CAE-2023-0221	Référence courrier : CODEP-CAE-2023-005190 Caen, le 26 janvier 2023 Monsieur le Directeur du CNPE de Paluel BP 48 76 450 CANY-BARVILLE Objet : Contrôle des installations nucléaires de base Centrale nucléaire de Paluel Lettre de suite de l'inspection du 11 janvier 2023 sur le thème de la préparation de l'arrêt pour simple rechargement du réacteur n° 1 - 1R2722. N° dossier : Inspection n° INSSN-CAE-2023-0221 Références : [1] Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V [2] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base [3] - Arrêté du 21 novembre 2014 portant homologation de la décision 2014-DC-0444 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 15 juillet 2014 relative aux arrêts et redémarrages des réacteurs électronucléaires à eau sous pression [4] - Guide de l'ASN n° 21 relatif au traitement des écarts de conformité à une exigence définie pour un EIP [5] - Lettre de position générique sur la campagne d'arrêts de réacteur de l'année 2023 [6] - Dossier de présentation de l'arrêt 1R2722 D453822045921 ind 00 [7] - Liste des écarts de conformité du CNPE de Paluel D453816040096 ind 19 ## Monsieur Le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) précisées en référence [1] et [2] concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection annoncée a été réalisée sur le CNPE de Paluel sur le thème de la préparation de l'arrêt pour simple rechargement du réacteur n° 1 de la centrale nucléaire de production d'électricité (CNPE) de Paluel. Je vous communique ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthese De L'Inspection L'inspection du 11 janvier 2023 avait pour objectif de contrôler l'organisation et la préparation de l'arrêt pour simple rechargement du réacteur n° 1 décrit dans le document [6], et la prise en compte par le CNPE des exigences de la décision [3] et des demandes de l'ASN portées par la lettre de position [5]. Dans cette optique, les inspecteurs ont réalisé par sondage une analyse de : - la programmation, dans le dossier de présentation d'arrêt (DPA) [6], des activités à enjeux ayant été abordées dans la lettre de position générique 2023 [5] ; - la prise en compte du retour d'expérience (REX) du site de Paluel mais aussi des autres CNPE ; - la résorption prévue de certains écarts constatés sur vos installations, au sens de l'arrêté [2] et conformément à la liste [7] au regard du guide [4] ; - de l'approvisionnement des pièces de rechange nécessaires aux travaux de maintenance prévus lors de l'arrêt ; - divers dossiers techniques liés à des activités de maintenance programmées sur l'arrêt. Au vu de cet examen par sondage, la préparation de l'arrêt par le CNPE de Paluel apparaît globalement satisfaisante, puisque l'analyse a permis de constater que le programme de maintenance des équipements importants pour la protection a été établi dans le respect des dispositions de l'arrêté cité en référence [3]. Néanmoins, l'inspection a mis en évidence que le DPA nécessitait des compléments sur certains sujets, et une mise à jour de l'estimatif dosimétrique de certains chantiers à enjeux « radioprotection ». Aussi, lors de la mise à jour du DPA [6] que vous transmettrez à l'ASN une semaine avant le découplage du réacteur, vous veillerez à prendre en compte les remarques et demandes formulées durant l'inspection. Vous transmettrez également une mise à jour de la note d'analyse du cumul des écarts de conformité [7] avant le déchargement et avant la divergence du réacteur. ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Sans objet. ## Ii. Autres Demandes Complétude Du Dossier De Présentation D'Arrêt L'annexe à la décision n° 2014-DC-0444 du 15 juillet 2014 relative aux arrêts et redémarrages des réacteurs électronucléaires énonce dans son article 2.1.2 le contenu du dossier de présentation d'arrêt que vous devez transmettre à l'ASN. La lettre de position générique [5] indique que « le dossier de présentation de l'arrêt précise les principales activités de maintenance réalisées au cours de l'arrêt, les activités prévues au cours de l'arrêt pour résorber les écarts affectant les EIP ainsi que les autres activités prévues au titre du retour d'expérience issu du fonctionnement du réacteur concerné ou d'installations similaires et de l'application de l'article 2.7.3 de l'arrêté du 7 février 2012 ». Le dossier de présentation d'arrêt (DPA) [6] transmis le 14 octobre 2022 a été établi avec la lettre de position générique de l'année 2022. De ce fait certaines demandes de l'annexe B de la LPG 2023 qui sont des demandes à caractère technique applicables à plusieurs arrêts de réacteur, n'y apparaissent pas. Un fichier listant les plans d'action (PA) en cours sur le réacteur n°1 a été transmis avant l'inspection. Les inspecteurs ont noté que certains PA prévus d'être traités pendant 1R2722 dans ce fichier n'apparaissaient pas dans le DPA. Demande II.1 : Confirmer que l'ensemble des activités listées ci-dessus seront bien réalisées lors de l'arrêt du réacteur 1 et qu'elles seront intégrées dans le DPA indice 1 de l'arrêt. Plans d'action (PA) Le fichier des PA identifie un certain nombre dont le solde est prévu pendant le cycle en cours 1C26, et donc avant le début de l'arrêt 1R2722. Demande II.2 : Transmettre avec l'envoi du DPA indice 1, une mise à jour du fichier des PA qui met en évidence les PA soldés au cours du cycle 1C26, ceux qui sont prévus d'être soldés au cours de l'arrêt 1R2722, et ceux qui seront traités ultérieurement. ## Ecarts De Conformité Le traitement de certains écarts de conformité (EC) est prévu lors de cet arrêt. Vos représentants n'ont pas pu préciser si : - l'écart de conformité 548 portant sur la baisse de pression d'azote de l'aspersion stade 1 de la protection contre l'incendie des groupes moto pompes primaires (GMPP) serait traité partiellement ou complétement lors de l'arrêt, - l'écart de conformité 596 portant sur la conformité des matériels vis-à-vis de l'agression explosion interne serait traité avant ou pendant l'arrêt. Demande II.3 : Confirmer si l'EC 548 sera traité complétement ou partiellement lors de l'arrêt 1R2722. Demande II.4 : Confirmer si l'EC 596 sera traité au cours du cycle 1C26 ou lors de l'arrêt 1R2722. ## Programme De Surveillance D'Activité Le prestataire en charge de la pose des bouchons soudés de repli ultime (BSRU) dans les générateurs de vapeur fait l'objet d'une surveillance renforcée de la part d'EDF. Vos représentants ont précisé que le plan de surveillance n'était pas encore finalisé. Demande II.5 : Transmettre, dès qu'il sera disponible, le plan de surveillance du prestataire en charge de la pose des BSRU. Prise en compte du REX national : Indisponibilité de matériels EIPS à la suite de leur arrosage par une canalisation d'eau détériorée du système Les inspecteurs ont souhaité examiner les suites, pour le réacteur n°1, de l'aléa survenu sur le réacteur n° 1 de Cattenom fin 2017. Dans le cadre d'un premier questionnement réalisé en amont de la visite décennale du réacteur n° 4 en 2018, l'exploitant de Paluel avait transmis un bilan des contrôles réalisés sur tous les réacteurs du CNPE ainsi qu'une liste des dégradations constatées et devant être réparées sous 5 ans. Parmi cette liste, sept dégradations concernées le réacteur n° 1 de Paluel. Vos représentants n'ont pas été en mesure de présenter en inspection l'état d'avancement des remises en conformité réalisées sur le réacteur n°1. Demande II.6 : Transmettre l'état d'avancement des remises en conformité réalisées sur le réacteur n°1 à la suite du bilan des contrôles réalisé en 2018. Dégradations d'enrubannages de câbles électriques susceptibles de générer des pertes d'intégrité de la sectorisation incendie Les inspecteurs ont demandé si les chantiers susceptibles d'avoir un impact sur les enrubannages de câbles électriques pouvant générer des pertes d'intégrité de la sectorisation incendie ont été identifiés pour cet arrêt. Vos représentants n'ont pas été en mesure de répondre à cette demande. Demande II.7 : Transmettre la liste des chantiers susceptibles d'avoir un impact sur les enrubannages de câbles électriques pouvant générer des pertes d'intégrité de la sectorisation incendie. ## Approvisionnement Pièces De Rechange Les inspecteurs ont demandé si des difficultés d'approvisionnement de pièces de rechange étaient susceptibles d'amener une annulation de modification. Vos représentants ont précisé qu'une difficulté d'approvisionnement des aéroréfrigérants de refroidissement de l'eau HT sur le diesel 1LHP pouvait potentiellement amener une annulation de cette intervention. Demande II.8 : Informer de toute annulation ou report d'activité de maintenance ou de modification notamment pour ce qui concerne la modification des aéroréfrigérants de refroidissement de l'eau HT sur le diesel 1LHP. Pour chaque annulation ou report, justifier l'absence de remise en cause de la disponibilité de l'équipement pour le cycle à venir. ## Iii. Constats Ou Observations N'Appelant Pas De Reponse A L'Asn Constat Iii.1 Suivi De Situations Certains PA identifiés dans le fichier transmis avant l'inspection prévoient des contrôles d'évolution de situations (dépôts orange au niveau des soupapes SEBIM, présence de corps migrants dans le secondaire des générateurs de vapeur). Les inspecteurs ont précisé qu'ils souhaitent être destinataire, dans les meilleurs délais, du rapport d'analyse de ces contrôles. Constat III.2 Contrôle des piquages sensibles ASG Après l'inspection, vos représentants ont transmis le bilan des contrôles des piquages sensibles sur le système ASG réalisés lors de l'arrêt 1VP2621. ## Constat Iii.3 Contrôle Cosses Faston Après l'inspection, vos représentants ont transmis le bilan des contrôles des cosses FASTON réalisés lors des arrêts 1R2417, 1P2518 et lors du cycle 1C2316. ## Constat Iii.4 Traitement De L'Ec 600 Après l'inspection, vos représentants ont transmis des photos attestant du traitement de l'EC 600 sur les équipements concernés du système d'alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG) du réacteur n°1. Constat III.5 Réalisation du contrôle des jeux de la chaise palière de la turbine 1ASG042TC Après l'inspection, vos représentants ont transmis le dossier de réalisation de travaux concernant le contrôle des jeux de la chaise palière de la turbine 1ASG042TC réalisé lors de l'arrêt 1P2621. Constat III.6 Prise en compte des remarques formulées par l'organisme de contrôle sur le pont 1PMC451PR Après l'inspection, vos représentants ont transmis le bilan de la prise en compte par vos services des remarques formulées par l'organisme de contrôle sur le pont 1PMC451PR suite à l'aléa survenu lors du chargement d'un emballage de combustible usé en septembre 2022. Constat III.7 Traitement de l'EC 510 : Défauts de tenue mécanique des connexions dans les armoires de contrôle-commande rénovées suite aux modifications de contrôle commande (M2C) - VD3 1300MWe. Après l'inspection, vos représentants ont transmis un bilan synthétique des constats réalisés lors des contrôles des connectiques des armoires M2C en précisant que ces contrôles ont été réalisés lors des deux précédentes visites partielles (VP) et que les constats ont tous été systématiquement traités en temps réel. * * * Vous voudrez bien me faire part, sous deux mois, et selon les modalités d'envois figurant ci-dessous, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur, l'assurance de ma considération distinguée. Le chef du pôle EPR-REP Signé par Jean-François BARBOT
INSSN-OLS-2023-0706	Référence courrier : CODEP-OLS-2023-012007 Monsieur le directeur du Centre Nucléaire de Production d'Electricité de Chinon BP 80 37420 AVOINE Orléans, le 2 mars 2023 Objet : Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Chinon - INB n° 107 et 132 Lettre de suite de l'inspection du 7 février 2023 sur le thème de la « préparation d'arrêt VP33 CHB3 » N° dossier : Inspection n° INSSN-OLS-2023-0706 du 7 février 2023 Références : [1] Code de l'environnement, notamment son chapitre VI du titre IX du livre V [2] Code de l'environnement, notamment son chapitre VII du titre V et L 593-33 [3]Dossier de présentation d'arrêt du réacteur n°3 du CNPE de Chinon-Réf. D5170/SSQ/RAC/22.019 ind. 0 [4] Dossier de traitement d'écart-réf. 09300306B ind.0 [5] Cohérence de température palier moteur de pompe primaire (GMPP)-réf. D455016033278 ind. 0 Monsieur le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en référence, concernant le contrôle des installations nucléaires de base, une inspection a eu lieu le 7 février 2023 au CNPE de Chinon sur le thème « préparation d'arrêt VP CHB3 ». Cette inspection a été complétée par l'analyse des éléments complémentaires apportés par le CNPE jusqu'au 17 février 2023. Je vous communique, ci-dessous, la synthèse de l'inspection ainsi que les demandes, constats et observations qui en résultent. ## Synthèse De L'Inspection L'inspection en objet concernait le thème de la préparation d'arrêt de la visite partielle du réacteur n°3 du CNPE de Chinon. Les inspecteurs ont abordé plusieurs sujets en lien avec les activités programmées ou à réaliser lors de cet arrêt. Pour cela, ils se sont notamment basés sur le dossier de présentation d'arrêt transmis par le CNPE et sur la lettre de positionnement générique de l'ASN pour la campagne d'arrêts de réacteur de l'année 2023 (LPG 2023). Le but étant de faire un premier état des lieux de la réalisation/programmation des activités avant l'arrêt du réacteur n°3 et également identifier, avec l'appui de son expert technique, l'IRSN, les activités dimensionnantes et les activités que l'ASN considère à enjeux prévues sur l'arrêt. Il ressort de cet examen que le CNPE semble à même d'assurer un suivi adapté des activités programmées sur la visite partielle. Il a notamment pu apporter de très nombreuses réponses aux demandes de compléments ou de précisions des inspecteurs et de leur appui technique le jour de l'inspection. Des éléments complémentaires ont même été apportés jusqu'au 17 février 2023. Ils ont également fait l'objet d'une analyse de l'équipe d'inspection. Quelques compléments seront à ajouter dans le dossier de présentation d'arrêt lors de sa mise à jour avant le découplage. Certains éléments sont également attendus pour justifier de la bonne réalisation d'activité ou le non-remplacement de certains matériels. Enfin, les éléments développés dans ce courrier et les réponses qui y seront apportées feront l'objet d'un suivi particulier, notamment au cours des phases de redémarrage de l'installation et de divergence. ## I. Demandes A Traiter Prioritairement Sans objet ## Ii. Autres Demandes Ecart De Conformité 576 L'écart de conformité n°576 est relatif à des anomalies d'ancrages relevées au niveau de divers matériels (pompes, tuyauteries, matériels de ventilation…). Vos représentants ont affirmé aux inspecteurs que la qualité des contrôles réalisés en 2021 n'était pas satisfaisante. Pour cela, des opérations de contrôle supplémentaires des ancrages auront lieu durant la visite partielle du réacteur n°3 de Chinon. Au titre des demandes B8 à B10 portées par la LPG 2023, EDF doit présenter à l'ASN dans son dossier de présentation d'arrêt et dans son bilan de divergence un état des lieux des contrôles, analyses et réparations effectués sur l'arrêt dans le cadre de l'EC 576. Demande II.1 : transmettre à l'ASN dans le DPA réindicé et suivant le formalisme retenu dans la LPG 2023 : - le nombre de contrôles déjà réalisés par système avant l'arrêt au titre des différents PBMP, - le nombre de contrôles restant à effectuer par système au titre des différents PBMP, - et les activités prévues sur l'arrêt (contrôles et remises en conformité). ## Demandes De La Dp 355 En octobre 2018, la pompe d'injection aux joints des pompes primaires (IJPP) du réacteur n°1 de Civaux s'est arrêtée brutalement au cours d'un essai périodique à la suite de la dégradation d'un des deux fins de course (FDC) des pistons de la pompe. Le diagnostic a révélé un défaut de serrage des vis de fixation du boîtier du FDC sur son support, datant a priori du remplacement de l'hydraulique de la pompe en octobre 2017. En cas de sous-serrage, les à-coups répétitifs sur la molette du FDC à chaque déplacement du vérin de la pompe finissent par déplacer le FDC dans son ensemble, ce qui entraîne progressivement son déréglage puis sa dégradation* et conduit à l'indisponibilité totale de la pompe d'IJPP. Afin d'éviter la reproduction de ce type d'évènement, le traitement retenu par vos services centraux a consisté à appliquer des nouveaux couples de serrage avec l'ajout de rondelles nord lock. Pour cette raison, vos services centraux ont établi la DP 355 qui vise à mettre à niveau les liaisons de fixations des capteurs FDC durant les prochains arrêts programmés. Durant l'inspection, vos représentants n'ont pas été en mesure de nous apporter des éléments/informations concernant ce point. L'ASN doit disposer des éléments de réponse du CNPE de Chinon aux demandes de la DP355 pour son réacteur n°3. Demande II.2 : transmettre, pour le réacteur 3, les éléments du site répondant aux demandes de la DP355. ## Ecart De Conformité 499 L'écart de conformité n°499 (EC 499) est relatif à des défauts de fixation des torons de câblage sur les portes de certains équipements électriques et est susceptible d'affecter l'ensemble des réacteurs du parc nucléaire français. Dans le cadre du traitement de cet écart de conformité, vos services centraux ont émis la demande particulière n°354 (DP 354) relative « au contrôle et à la remise en état des fixations par embases adhésives des torons de portes des équipements électriques K3 ». Est concerné par cette DP 354 « l'ensemble des équipements qualifiés K3 au titre du maintien de la qualification aux conditions accidentelles (armoires, coffrets, onduleurs, redresseurs, tableaux,…) présentant toutes les caractéristiques suivantes : - présence de porte(s), les composants installés sur les parties fixes des équipements ne sont pas concernés, - présence de composants électriques (voyants, boutons, indicateurs,…) sur une porte, - présence de torons fixés sur la paroi intérieure de la porte, - présence de composants potentiellement sensibles aux chocs du toron si celui-ci n'était plus fixé à la porte ». Sur la base des notes de conception établies pour chaque palier technologique, la DP 354 identifie en annexe la liste des équipements électriques susceptibles d'être concernés par l'EC 499. Toutefois, il est demandé à chaque site de « vérifier l'exhaustivité de la liste applicable de matériels de l'annexe et, le cas échéant, de la compléter ». Interrogés sur les actions en lien avec la DP 354 réalisées par le CNPE de Chinon pour le réacteur n°3, vos représentants ont indiqué qu'il n'y a pas d'activités en lien avec la DP 354 de programmées sur la visite partielle du réacteur n°3 en 2023. Toutefois les inspecteurs n'ont pas eu de retour précis sur l'exhaustivité de la liste des équipements électriques établie par le site en application de la DP 354. Considérant que ces notes palier ne mentionnent pas par définition d'éventuelles spécificités de site voire de réacteur (c'est-à-dire des équipements électriques qui ne seraient installés que sur un seul CNPE du parc voire sur un seul réacteur), il convient de préciser à l'ASN comment les spécificités du CNPE de Chinon notamment de son réacteur n°3 ont été prises en compte dans le périmètre de contrôle de la DP 354. Demande II.3 : justifier de l'absence de spécificités de site, c'est-à-dire d'équipements électriques concernés par la DP 354 qui seraient installés uniquement sur le réacteur n°3 du CNPE de Chinon et qui ne figureraient pas dans les notes palier mentionnées dans la DP 354, et donc in fine de l'exhaustivité de la liste sur laquelle le contrôle de la DP 354 a été réalisé par le site. ## Ecart De Conformité 604 L'écart de conformité n°604 est relatif à des anomalies de dimensionnement des brides et de la boulonnerie des aéroréfrigérants du circuit d'huile des pompes RCV. Les opérations de remise en conformité sur les trois pompes RCV du réacteur n°3 de Chinon ont eu lieu sur l'arrêt fortuit de 2022. A ce stade, il n'y a plus d'écart aux exigences définies. Il reste cependant des opérations de remise à niveau des assemblages des brides aéroréfrigérant qui consistent à rejoindre la configuration de référence (la configuration d'origine). Les éléments de réponses complémentaires apportés par vos représentants évoquaient des travaux de remise à niveau de 3 RCV 012 AE qui consisteront en partie à remplacer « la boulonnerie de l'ensemble des assemblages par de la boulonnerie M12 classe 8.8 ». Or le REX Tricastin à l'origine de cet EC évoquait « la boulonnerie déposée, au niveau des brides d'entrée et de sortie d'huile de l'aéroréfrigérant, étaient de diamètre M12 alors que la gamme stipulait un diamètre M16 ». Demande II.4 : indiquer le dimensionnement de « référence » de la boulonnerie prévue sur les assemblages de 3 RCV 012 AE et justifier le remplacement par de la boulonnerie M12 classe 8.8. ## Critères Rge A Non Respectés Sur 3 Ric 018 Et 027 Mt, Objet Du Pa 00232988 Vos représentants ont affirmé que le non-respect de critères A sur 3 RIC 018 et 027 MT était dû à l'indisponibilité d'une plaque porte connecteur (PPC) de l'ébulliomètre (voie A pour 3 RIC 027 MT) et a un défaut de connexion au niveau du couvercle (voie B pour 3 RIC 018 MT). Dans la démonstration de sureté, l'exigence porte sur la disponibilité de l'ébulliomètre. Dans ce cadre, les STE prescrivent sa disponibilité à partir de 5 (ou plus) thermocouples disponibles sur 8 (voie A ou voie B). Au regard des indisponibilités supra, il y'a donc encore 7 thermocouples sur 8 de disponibles sur chaque voie, les ébulliomètres sont donc toujours disponibles. Demande II.5 : confirmer que les ébulliomètres ne tiennent plus compte des mesures provenant des deux capteurs « indisponibles » (coupure/shunt manuel ou action automatique) et me transmettre le mode de preuve associé. ## Ecart De Conformité 537 L'écart de conformité n°537 est relatif au risque de défaillance d'un condensateur sur une carte électronique des chaines KRT. Vos représentants ont affirmé que cet écart avait été résorbé en 2020 suite aux contrôles effectués et pour preuve, l'ASN a reçu une liste récapitulative des contrôles réalisés sur les chaines KRT. Il en ressort que la totalité des chaines KRT de cette liste était conforme et qu'aucune opération de modification/remplacement n'a eu lieu. Un examen par sondage des modes de preuve sera réalisé par l'ASN. Demande II.6 : transmettre le mode de preuve pour les chaines : 3 KRT 003 MA, 3 KRT 006 MA, 3 KRT 017 MA et 3 KRT 044 MA (gamma). ## 3 Are 002 Ty : Sous-Épaisseur Coude Aval Soudure A1-1604 Une zone de la tuyauterie ARE (alimentation en eau des générateurs de vapeur) sur le raccordement au GV2 présente un défaut de fabrication. Ce défaut concerne une sous-épaisseur inférieure à la limite minimale retenue comme seuil pour la déclaration d'une opération notable ou pour la justification d'une sous-épaisseur sur le circuit secondaire principal (CSP). Etant donné la faible évolution de l'amincissement de la tuyauterie dans la zone concernée et que le critère de tenue à la pression est respecté, la solution retenue a été le maintien en l'état assorti des surveillances particulières (PBMP, RNM) puis une surveillance spéciale plus poussée en 2025, ces dispositions ont été définies dans le DTE en référence [4] transmis ultérieurement par vos représentants. Demande II.7 : transmettre la dernière analyse formalisée des clichés radiographiques utilisés pour surveiller la corrosion-érosion de la zone de tuyauterie concernée. ## Usure Des Manchettes Thermiques Vos représentants ont indiqué à l'ASN qu'une limitation d'affaissement par la pose d'un compensateur aura lieu sur la manchette H08 qui présente un affaissement de 24,57 mm pour un affaissement admissible de 39 mm tandis que les autres manchettes thermiques en place présentent un affaissement inférieur à 10 mm. Pour preuve, vos représentants ont transmis les derniers relevés d'altimétrie aux inspecteurs. Il est également programmé sur la visite partielle de 2023 du réacteur n°3 d'effectuer un nouveau contrôle d'altimétrie sur l'ensemble des manchettes thermiques. La remise en service de l'installation comme l'autorisation de divergence tiendront compte des nouvelles mesures d'altimétrie des manchettes thermiques programmées sur l'arrêt. Demande II.8 : transmettre, au plus tôt, avant le redémarrage du réacteur 3, les relevés d'altimétrie à réaliser sur l'arrêt auxquels seront joints les caractérisations des défauts éventuels constatés conformément aux demandes n° B-12 et B-13 de la LPG 2023. ## Déconnexion Et Reconnexion Des Têtes De Câbles 6,6 Kv L'ASN demande, en cas d'opération de déconnexion/reconnexion des têtes de câbles 6,6 kV y compris fortuite, qu'EDF vérifie leur intégrité y compris sous les gaines thermorétractables, soit en réalisant des contrôles pertinents à l'égard des risques encourus, soit par une justification au cas par cas des conditions d'exploitation permettant d'exclure les phénomènes de dégradation identifiés. Les justifications des contrôles prévus par EDF se baseront sur la nature des câbles déconnectés (unipolaires ou tripolaires). Outre les contrôles visuels et diélectriques, adaptés pour les deux types de câbles, les contrôles usuellement réalisés sont : - pour les câbles unipolaires : relevé des bandelettes de température, - pour les câbles tripolaires : mesure de la tangente delta. Sur la visite partielle de 2023 du réacteur n°3 de Chinon, vous prévoyez de déconnecter les câbles 6,6 kV suivants: CVF (ensemble des câbles AERO), 3 LGC 034 JA (liaison vers TA), 3 LGD 033 JA (liaison vers TS), 3 LHB 032 JA (CL Voie B), 3 LHB 033 JA (Liaison LHQ), 3 LLA 001 TR (DP351), 3 LLB 001 TR (DP351), 3 RCV 002 MO, 3 RRA 001 MO et 3 RRA 002 MO. Demande II.9 : pour chaque système cité ci-dessus, vous me transmettrez, en cours d'arrêt et au plus près des mesures, le résultat des contrôles effectués et vos conclusions sur l'intégrité des câbles. ## Vibration Carcasse 3 Rcp 001 Po Vos représentants ont indiqué que des vibrations élevées ont été détectées au niveau de la carcasse moteur d'un GMPP après son redémarrage suite à la visite partielle du réacteur n°3 de Chinon en 2021. Les investigations menées par vos équipes n'ont pas permis d'identifier l'origine de ces vibrations. D'autres mesures de vibrations ont été réalisées au redémarrage du réacteur n°3 suite l'arrêt fortuit de 2022 et en janvier 2023. Les résultats des mesures vibratoires ne montraient pas de tendance d'évolution du phénomène et les valeurs mesurées restent inférieures au seuil de déclenchement des alarmes. Aucune action de réparation n'est prévue à ce jour au vu des niveaux actuels des vibrations et en prenant en compte la programmation de l'échange standard du moteur en 2025. Vos représentants ont affirmé qu'un suivi est réalisé jusqu'à la fin du cycle TEM et, si les niveaux vibratoires devaient remonter au-dessus des seuils d'alarmes, une nouvelle analyse sera réalisée pour définir les actions éventuelles à engager. Cependant, en raison de l'absence du phénomène sur les deux autres GMPP du réacteur n°3, il est nécessaire de connaitre l'origine de ces vibrations afin d'anticiper au mieux les dispositions à mettre en place en cas d'aggravation/propagation du phénomène. Il convient de définir dès aujourd'hui les actions à engager en cas de dépassement des seuils d'alarme des niveaux vibratoires. Demande II.10 : - poursuivre les investigations sur l'origine de ces vibrations carcasse. Vous me transmettrez un compte rendu de l'origine du phénomène dès que possible, - si les niveaux de vibrations restent stables mais élevés par rapport à l'entendu jusqu'à la fin du cycle TEM, continuer le suivi jusqu'au remplacement du moteur en 2025. Vous me présenterez un plan de suivi , - anticiper les actions à engager en cas de dépassement de seuil d'alarme (dossier sur « étagère »). Vous me transmettrez un compte rendu des actions retenues. ## Fuite D'Huile 3 Lhq 241 Vh/3 Lhq 240 Vh Durant Epc Lhq 050 Pendant un essai périodique du groupe électrogène à moteur diesel 3 LHQ 201 GE, une fuite d'huile est détectée sur le circuit permettant la lubrification des différents organes tournants du moteur diesel. Le mode de preuve apporté par vos représentants démontre que cette fuite n'était pas de nature à remettre en cause la disponibilité du diesel 3 LHQ 201 GE et que le prochain créneau de maintenance est prévu sur l'ASR de 2024. Vos représentants ont également affirmé qu'aujourd'hui cette fuite fait l'objet d'une surveillance lors des EP diesel. Demande II.11 : transmettre vos conclusions concernant l'évolution de la fuite d'huile sur la base des surveillances faites lors des derniers EP diesel. ## Pnrl 1055 A : Remplacement Des Fins De Course Vvp 001/002/003 Vv Cette modification consiste au remplacement des contacteurs de fin de course des VIV (Vanne d'Isolement Vapeur). Le matériel en place n'est pas adapté à la température élevée relevée au niveau des VIV, ce qui dérèglerait son fonctionnement. Compte tenu du REX, il est quasi-systématiquement remplacé (<2/3 cycles). Cette modification aura pour but d'installer des fins de course compatibles avec la température élevée des vannes d'isolement vapeur. Vos représentants ont également évoqué le document réf. D4555619007008 relatif à cette modification. Demande II.12 : transmettre le document réf. D4555619007008 (dernier indice) relatif à cette modification. ## Iii. Constats Ou Observations N'Appelant Pas De Reponse A L'Asn Observation Iii.1 : 3 Asg 032 Po Les inspecteurs se sont intéressés à l'échange standard de la pompe 3 ASG 032 PO identifié dans le DPA [3]. Vos représentants ont indiqué que ce changement a pour origine une fluctuation de pression d'huile qui a nécessité un suivi particulier lors des essais réalisés sur cet équipement. A ce jour, les derniers suivis montrent l'absence de fluctuation de pression et l'origine la plus probable des fluctuations serait liée à la présence d'air dans le circuit d'huile impactant ainsi la mesure pression. La stratégie retenue actuellement est que si la situation reste identique (pas de fluctuations de pression), aucune action supplémentaire ne sera réalisée et les suivis seront arrêtés ; si des fluctuations se présentent à nouveau, une visite complète sera réalisée voire un échange standard de la pompe. Ce point n'appelle pas de remarques de la part de l'ASN mais l'ASN vous rappelle qu'il sera de votre responsabilité, en cas de nouvelle fluctuation de la pression d'huile, d'intervenir rapidement sur l'installation. ## Observation Iii.2 : 3 Lhq 201 Ge - Usure Par Contact Entre Une Tuyauterie D'Air De Lancement Et Une Tuyauterie Bt, Objet Du Pa 00244406 Les inspecteurs ont interrogé vos représentants concernant l'usure par contact entre une tuyauterie d'air de lancement et une tuyauterie BT identifiée dans le DPA. Vos représentants ont indiqué qu'il n'y aucune activité de réparation/remplacement de tuyauterie prévue sur la visite partielle de 2023 du réacteur n°3 de Chinon. A ce jour le prochain créneau de maintenance est prévu sur l'ASR de 2024 et cette décision s'appuie sur un courriel de positionnement du constructeur, transmis ultérieurement à l'ASN, qui ne remet pas en cause la disponibilité du diesel même en cas de rupture de tuyauterie d'air. L'ASN prend note des éléments de preuve transmis par le site. ## Observation Iii.3 : 3 Rcp 002 Mo - Incohérence De Température Sur La Butée Supérieure Du Moteur Entre La Sonde 3 Rcp 212 Mt Et 3 Rcp 232 Mt, Objet Du Pa 00114939 Vos représentants ont indiqué que cette problématique est liée à une incohérence de mesure de température au niveau de deux sondes de température de la butée supérieure du palier moteur de 3 RCP 002 MO. Les sondes concernées sont 3 RCP 212 MT (retransmise au KIT) et 3 RCP 232 MT (retransmise à l'enregistreur). L'incohérence de température relevée est de l'ordre de 9-11°C pour une « limite » fixée à 16°C qui correspond à un écart maximal admissible. Aujourd'hui, la stratégie retenue est d'attendre le remplacement du 3 RCP 002 MO en 2027 et la justification du maintien en l'état s'appuie sur la fiche de position de vos services centraux en référence [5]. Vos représentants ont affirmé l'application des dispositions qui y figurent. L'ASN prend note de ces éléments. ## Observation Iii.4 : Présence D'Un Connecteur Sur Le Couvercle De Cuve 3 Rcp 001 Cw, Objet Du Pa 00174868 Un connecteur s'est détaché au-dessus du couvercle de cuve et EDF suppose qu'il est sur le casing (ensemble de caissons de protection de chaleur du couvercle). Le retrait de ce corps migrant nécessite la dépose du casing qui représente notamment un coût radiologique important. De plus dans un scenario majorant il a été considéré, dans l'analyse de nocivité des corps migrants, la présence de ce connecteur dans le CPP et celle-ci conclut à un risque faible. Au vu des enjeux, EDF prévoit d'attendre la VD4 du réacteur n°3 de Chinon pour la dépose du casing et donc le retrait du connecteur. Ce point n'appelle pas de remarques de la part de l'ASN. ## Observation Iii.5 : Ecart De Conformité (Ec) 607 (Défaut Fixation Dans Les Armoires Krg) Vous représentants ont affirmé aux inspecteurs que toutes les non-conformités liées à l'EC 607 sont résorbées sauf une concernant l'armoire 3 KRG 023 AR pour laquelle vous êtes toujours en attente du retour de vos services centraux qui devraient se positionner sur la nature de l'anomalie (écart ou constat). Pour cela, à l'heure actuelle il a été considéré que le réacteur n°3 de Chinon est toujours concerné par l'écart 607. L'ASN prend note de cette information. ## Observation Iii.6 : 3 Ris 034 Vp - Temps Ouverture Proche Du Critère A Les inspecteurs ont interrogé vos agents sur les actions prévues sur la vanne 3 RIS 034 VP durant la visite partielle du réacteur n°3 de Chinon. Selon vos informations, la stratégie retenue consiste en un maintien en l'état tout en assurant un suivi de tendance par des moyens de mesures automatiques qui seront installées en amont des essais périodique nécessitant une manœuvre de 3 RIS 034 VP. Vos représentants ont également affirmé qu'une maintenance sera programmée en fortuit si le temps de manœuvre requis est dépassé. En effet, à l'heure actuelle le critère à satisfaire est un temps de manœuvre inférieur à 11 secondes et le temps de manœuvre mesuré au chronomètre est inférieur à ce critère. Ce point n'appelle pas de remarques de la part de l'ASN. Vous voudrez bien me faire part sous deux mois, de vos remarques et observations, ainsi que des dispositions que vous prendrez pour remédier aux constatations susmentionnées. Pour les engagements que vous prendriez, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Je vous rappelle par ailleurs qu'il est de votre responsabilité de traiter l'intégralité des constatations effectuées par les inspecteurs, y compris celles n'ayant pas fait l'objet de demandes formelles. Enfin, conformément à la démarche de transparence et d'information du public instituée par les dispositions de l'article L. 125-13 du code de l'environnement, je vous informe que le présent courrier sera mis en ligne sur le site Internet de l'ASN (www.asn.fr). Je vous prie d'agréer, Monsieur le directeur, l'assurance de ma considération distinguée. L'adjoint au Chef de la division d'Orléans Signée par : Christian RON

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