Les locaux d’entreposage de matières dans les INB D’autres locaux d’entreposage de matières radioactives, situés au sein d’une INB, sont autorisés à entreposer des matières radioactives sur site, mais dans des quantités bien inférieures à celles entreposées dans Magenta. C’est le cas, par exemple, de l’INB 55, dénommée STAR, qui entrepose des combustibles usés, irradiés à la suite d’un retraitement et/ou d’un conditionnement. 2. Les actions de l’ASN dans le champ des installations de recherche : une approche graduée 2.1 L’approche graduée en fonction des enjeux des installations Le régime des INB s’applique à plus d’une centaine d’installations en France. Ce régime concerne des installations diverses présentant des enjeux de sûreté nucléaire, de radioprotection et de protection de l’environnement très différents : réacteurs nucléaires de recherche ou électronucléaires, entreposage ou stockage de déchets radioactifs, usines de fabrication ou de traitement de combustibles, laboratoires, installations industrielles d’ionisation, etc. Les principes de sûreté, appliqués aux installations nucléaires de recherche ou industrielles, sont similaires à ceux adoptés pour les réacteurs électronucléaires et les installations du « cycle du combustible », tout en tenant compte de leurs spécificités en matière de risques et d’inconvénients. L’ASN a mis en œuvre une approche proportionnée à l’importance des risques ou inconvénients présentés par l’installation. À cet égard, l’ASN a réparti les installations qu’elle contrôle en trois catégories, de 1 à 3 par ordre décroissant d’importance des risques et inconvénients qu’elles présentent pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593‑1 du code de l’environnement (décision no 2015DC-0523 de l’ASN du 29 septembre 2015). Cette classification des INB permet d’adapter le contrôle des installations et ainsi renforcer celui des installations à enjeux importants, en matière d’inspections et d’instructions menées par l’ASN. À titre d’exemples, les réacteurs de recherche RHF et Cabri sont respectivement classés en catégories 1 et 2, et l’accélérateur de particules Ganil est classé en catégorie 3. 2.2 Les réexamens périodiques Le code de l’environnement impose aux exploitants de réaliser, tous les 10 ans, un réexamen périodique de leur installation. Ce réexamen périodique permet d’apprécier la situation de l’installation au regard des règles qui lui sont applicables et d’actualiser les risques ou inconvénients inhérents à l’installation en tenant compte notamment de son état, de l’expérience acquise au cours de l’exploitation, de l’évolution des connaissances et des règles applicables aux installations similaires. Ils sont ainsi l’occasion de remises à niveau ou d’améliorations dans des domaines où les exigences de sûreté ont évolué, notamment la résistance au séisme, la protection contre l’incendie et le confinement. À ce jour, l’ensemble des installations nucléaires de recherche et installations diverses a fait l’objet d’un réexamen périodique. En effet, pour les installations qui n’avaient pas encore fait l’objet d’un premier réexamen, le décret du 2 novembre 2007 imposait aux exploitants de remettre, au plus tard en novembre 2017, un premier rapport de réexamen. Par la suite, l’ASN a mis en œuvre un mode d’instruction adapté aux enjeux des installations : certaines installations méritent une attention particulière au regard des risques qu’elles présentent ; d’autres installations, présentant moins d’enjeux, font l’objet d’inspections et d’instructions dont l’ampleur est adaptée. L’instruction technique de l’ensemble de ces rapports de réexamen nécessitera plusieurs années compte tenu des spécificités propres à chacune des installations concernées. À titre d’exemple, le CEA a transmis, le 1er novembre 2017, 16 rapports de réexamen périodique à l’ASN. Le CEA a, par la suite, informé l’ASN qu’il souhaite lisser la charge liée à ces réexamens, au regard de son organisation et de ses moyens, en anticipant la remise de rapport de réexamen de certaines installations dans la prochaine décennie. L’ASN est favorable à cette démarche. L’ASN a poursuivi en 2020 des inspections sur site consacrées spécifiquement au réexamen périodique des installations. Elle constate que le CEA s’approprie mieux désormais les problématiques liées au réexamen, grâce à la mise en œuvre, sur chaque site, d’une organisation transverse dédiée à ce processus. 2.3 Le retour d’expérience de Fukushima À la suite de l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima, l’ASN a lancé une démarche d’évaluation complémentaire de sûreté (ECS) des installations nucléaires. La démarche consiste à évaluer les marges de sûreté dont disposent les installations pour résister à des pertes d’alimentation électrique ou de refroidissement et à des agressions naturelles extrêmes. L’ASN a prescrit en mai 2011 de procéder à des ECS pour les INB présentant les risques les plus importants au regard de l’accident de Fukushima (lot 1). Pour les INB du CEA (Masurca, Osiris et RJH) et du RHF de l’ILL du lot 1, l’ASN a prescrit, en 2012, au vu des conclusions des ECS, la mise en place de dispositions organisationnelles et matérielles adaptées, appelées « noyau dur ». L’ASN constate notamment que des travaux d’ampleur sur le réacteur de recherche RHF ont été menés rapidement de manière satisfaisante, avec notamment la construction de nouveaux locaux de gestion de crise robustes, un renforcement de l’étanchéité du bâtiment réacteur en cas d’inondation extrême et l’implantation ou la modification de circuits de sauvegarde permettant de prévenir des risques liés à la perte de refroidissement. La démarche des ECS s’est poursuivie pour un deuxième groupe de 22 installations (lot 2) présentant des enjeux de sûreté moins importants. Parmi elles se trouvent l’UPRA, des installations de recherche du CEA (Atalante, Cabri, LECA et Orphée) et ITER. Les moyens de gestion de crise des centres du CEA de Cadarache, de Marcoule et de Saclay ont été examinés dans le cadre des ECS de ce deuxième lot. L’ASN a prescrit en 2015 la mise en œuvre de nouveaux moyens pour la gestion de crise, notamment la construction ou le renforcement de centres de crise «noyau dur » résistant à des conditions climatiques extrêmes. Elle constate que ces projets ont pris du retard sur l’ensemble des centres du CEA, pour des raisons diverses et que les échéances initialement prescrites n’ont pas été respectées. Concernant le centre de Cadarache, l’ASN a accepté la demande de report d’échéance de construction des bâtiments de gestion de crise, dans la mesure où le risque principal pris en compte pour le site est associé au réacteur de recherche RJH, dont la mise en service est retardée. Pour le centre de Saclay, après mise en demeure de l’ASN le 6 septembre 2019, le CEA a transmis le dossier justifiant le dimensionnement des futurs bâtiments de gestion de crise en décembre 2019, pour une mise en service prévue fin 2021. Enfin, pour le centre de Marcoule, l’ASN est toujours en attente des 340 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2020 12 – LES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES DE RECHERCHE ET INDUSTRIELLES DIVERSES
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