2⎮ 1 Les organisations, la sûreté et la compétitivité 2⎮ 1⎮ 1 Le contrôle des facteurs organisationnels et humains Des enjeux pour la sûreté Le contrôle des facteurs organisationnels et humains (FOH) dans un système à risques tel qu’une centrale nucléaire doit porter sur toutes les conditions, en matière d’efficacité et de sûreté, de l’intervention humaine. Celleci doit donc être considérée, aux différents niveaux de l’organisation, aussi bien dans sa dimension individuelle que dans sa dimension collective. Trop longtemps considéré comme le point faible, source d’erreurs à l’origine des défaillances des systèmes techniques, l’homme est un maillon essentiel de la sûreté, notamment par sa capacité d’adaptation, d’interrogation et de réaction face aux situations imprévues. Son rôle dans le pilotage, la surveillance et la maintenance des installations est fondamental. Divers facteurs conditionnent la performance humaine et donc la capacité des agents à remplir leur fonction de façon efficace et sûre: capacités et limites humaines, compétences, fonctionnement des collectifs de travail et des organisations en place, procédures et prescriptions d’exploitation, qualité de l’interface homme-machine des 2 LES GRANDS ENJEUX DE LA SÛRETÉ NUCLÉAIRE ET DE LA RADIOPROTECTION 308 En second lieu, il s’agit des documents décrivant les actions de contrôle en service et de maintenance à mettre en œuvre sur les matériels. Sur la base des préconisations des constructeurs, EDF a défini des programmes d’inspection périodique des composants (ou programmes de maintenance préventive), en fonction de la connaissance des dégradations potentielles des matériels. Leur mise en œuvre fait appel dans certains cas, notamment pour les équipements sous pression, à des méthodes de contrôle non destructives (radiographie, ultrasons, courants de Foucault, ressuage…) dont l’application est confiée à du personnel spécialement qualifié. 1⎮ 2 ⎮ 3 Les arrêts de réacteur Les réacteurs doivent être arrêtés périodiquement pour renouveler le combustible, qui s’épuise progressivement pendant le cycle de fonctionnement. À chaque arrêt, un tiers ou un quart des assemblages combustibles est renouvelé. La durée des cycles de fonctionnement dépend de la gestion du combustible adoptée. Ces arrêts rendent momentanément accessibles des parties de l’installation qui ne le sont pas pendant son fonctionnement. Ils sont donc mis à profit pour vérifier l’état de l’installation en réalisant des opérations de contrôle et de maintenance ainsi que pour mettre en œuvre les modifications programmées sur l’installation. Ces arrêts peuvent être de deux types: –arrêt pour simple rechargement et arrêt pour visite partielle (VP): d’une durée de quelques semaines, ces arrêts sont consacrés au renouvellement d’une partie du combustible et à la réalisation d’un programme de vérification et de maintenance; –arrêt pour visite décennale (VD): il s’agit d’un arrêt faisant l’objet d’un programme de vérification et de maintenance très important. Ce type d’arrêt, qui intervient tous les dix ans, est également l’occasion pour l’exploitant de procéder à des opérations lourdes telles que la visite complète et l’épreuve hydraulique du circuit primaire, l’épreuve de l’enceinte de confinement ou l’intégration des évolutions de conception décidées à l’issue des réexamens périodiques de sûreté (voir paragraphe 2⏐2⏐4). Ces arrêts sont planifiés et préparés par l’exploitant plusieurs mois à l’avance. L’ASN contrôle les dispositions prises pour garantir la sûreté et la radioprotection pendant l’arrêt, d’une part et la sûreté du fonctionnement pour le ou les cycles à venir, d’autre part. Les principaux points du contrôle réalisé par l’ASN portent : –en phase de préparation de l’arrêt, sur la conformité du programme d’arrêt de réacteur au référentiel applicable; l’ASN prend position sur ce programme; –pendant l’arrêt, à l’occasion de points d’information réguliers et d’inspections, sur le traitement des problèmes rencontrés; –en fin d’arrêt, à l’occasion de la présentation par l’exploitant du bilan de l’arrêt du réacteur, sur l’état du réacteur et son aptitude à être remis en service; à l’issue de ce contrôle, l’ASN autorise le redémarrage du réacteur ; –après la divergence, sur les résultats de l’ensemble des essais réalisés au cours de l’arrêt et après redémarrage.
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