462 En 2002, après d’importants travaux de rénovation du réacteur, l’ASN a indiqué au CEA qu’elle considérait que des réponses satisfaisantes avaient été apportées sur les sujets liés au réexamen de sûreté de l’installation et qu’elle n’avait pas d’objection à la reprise du fonctionnement du réacteur, à la puissance partielle de 350 MWth, pour les 6cycles d’irradiations restant à effectuer – soit 720 jours d’équivalent à puissance de projet (JEPP). Le 6 mars 2009, la centrale a cessé définitivement son fonctionnement en puissance couplé au réseau, après 706 JEPP. La suite de l’année 2009 a été consacrée à la réalisation des essais dits de «fin de vie», pour 14 JEPP. Ces essais sont destinés à compléter les connaissances sur la filière des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium en vue du développement d’une filière électrogène dite de «génération IV». Ces essais entrent également dans le cadre des études du prototype d’installation mentionné à l’article 3 de la loi 2006-739 du 28 juin 2006 relative à la gestion des matières et déchets radioactifs. Ils sont soumis à l’autorisation de l’ASN selon la décision n° 2009-DC-0131 du 17 février 2009. L’ASN a estimé que l’exploitant devait être particulièrement vigilant sur la gestion de la ventilation des installations et sur le respect de son référentiel de sûreté, notamment pour ce qui concerne la réalisation des contrôles et essais périodiques. La prise en compte des facteurs organisationnels et humains (FOH) reste également un aspect important pour la mise en œuvre des essais de fin de vie et des opérations de démantèlement du réacteur à venir. En effet, ces étapes nécessitent une mobilisation importante des personnels, des modifications significatives d’organisation pour réaliser des opérations inhabituelles et un changement de culture. Le plan de démantèlement du réacteur a été transmis à l’ASN en 2008 et révisé en 2009. La demande d’autorisation de démantèlement devrait être communiquée à l’ASN en 2010. Le programme de démantèlement comportera notamment la mise en œuvre d’installations pour traiter le sodium de Phénix et éventuellement celui d’autres installations du CEA. Toutefois, préalablement au décret de démantèlement, des opérations préparatoires seront effectuées dans le cadre du référentiel de sûreté actuel. 1⎮ 2 ⎮ 3 Les laboratoires a) Les laboratoires d’expertise de matériaux ou de combustibles irradiés Ces laboratoires, appelés également «laboratoires chauds», constituent des outils majeurs d’expertise pour les grands exploitants nucléaires. Autrefois très nombreux, ils ont été recentrés sur deux pôles: l’un consacré aux matériaux irradiés à Saclay et l’autre au combustible à Cadarache. Du point de vue de la sûreté, ces installations doivent répondre aux normes et règles des grandes installations nucléaires du cycle du combustible, mais l’approche de sûreté doit également être proportionnée aux risques spécifiques. •Le Laboratoire d’examen des combustibles actifs (LECA) (Cadarache) Le LECA est un laboratoire d’examen, destructif et non destructif, de combustibles irradiés issus des différentes filières de réacteurs électronucléaires ou expérimentaux, et de structures ou appareillages irradiés de ces filières. À la suite de son réexamen de sûreté en 2001, un programme de remise à niveau important, comprenant notamment des opérations pour améliorer la tenue au Plateforme du réacteur PHÉNIX à Marcoule (Gard)
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