Projet de décision de l’ASN fixant des prescriptions relatives aux modalités de prélèvement, de consommation d’eau et de surveillance dans l’environnement, durant la réalisation des essais périodiques du circuit d’eau de nappe de l’INB n° 67

Habitante de Saint-Martin-d'Hères, à une petite dizaine de kilomètres de l'ILL, et vivant déjà sous les retombées de cette installation - comme le démontre la contamination des plantes prélevées dans ma commune -, je me sens particulièrement concernée par les risques liés à la proche présence du réacteur de l'ILL.
Passons sur le fait que le réacteur a fonctionné jusqu'ici avec un dispositif de sûreté ne permettant pas d'assurer le refroidissement du cœur dans certaines circonstances, notamment lors de la conjugaison d'un séisme et d'une inondation. C'est malheureusement le cas pour tous les réacteurs en fonctionnement en France...
Je lis que le nouveau dispositif de sûreté repose sur "la mise en place d’un pompage dans la nappe souterraine d’accompagnement du Drac, constitué de deux puits indépendants, et d’un circuit de refroidissement appelé le circuit d’eau de nappe (CEN)". Suite à un séisme important, les installations de pompage seront-elles encore opérationnelles ?? Aucun élément de résistance de ces installations aux séismes n'est donné, or il semble évident que les canalisations et autres installations souterraines sont particulièrement vulnérables aux séismes...
On peut espérer que les prélèvements en eau dans la nappe souterraine du Drac nécessaires aux essais du dispositif respecteront l'équilibre de cette ressource en eau, puisqu'ils doivent rester sous la barre du volume maximal annuel fixé en 2007 - mais cela reste à démontrer, notamment sur un fonctionnement mensuel, en raison de probables variations saisonnières. Il semble qu'il soit justement prévu de faire le bilan sur ce point au bout de six mois de tests, période à l'issue de laquelle il pourra être nécessaire de modifier le protocole de tests de l'installation.
Ce qui m'interroge donc le plus dans l'immédiat, c'est le devenir de l'eau de pompage après usage. Sera-t-elle rejetée dans l'environnement, que ce soit sous forme liquide ou gazeuse ? Si oui, quel sera son degré de contamination en éléments chimiques et radioactifs ? Cela pourrait occasionner une augmentation, potentiellement significative, des rejets mensuels de l'installation, lesquels, bien qu'ils restent sous les limites autorisées, ne sont pas anodins, puisqu'ils conduisent déjà à une contamination de l'environnement des communes environnantes.
Le projet soumis à notre avis ne me semble donc pas suffisamment documenté pour être acceptable en l'état. S'il y a augmentation des rejets radioactifs et chimiques chroniques d'un côté, sans garantie de la tenue du dispositif en cas de séisme important d'autre part, on peut douter de l'intérêt de la mise en place de ce dispositif de sûreté...

Ce circuit est décidé dans le post-Fukushima: perte du refroidissement existant en cas de séisme + inondation.
Le prélèvement dans la nappe sera faible, vu la faible puissance résiduelle du réacteur. La nappe ne sera pas polluée vu qu'il n'y a qu'un prélèvement sans restitution.
Le risque doit être maîtrisé au niveau du refroidissement du circuit primaire. Cela veut dire que les circonstances graves qui ont conduit à la perte des circuits de refroidissement existants ne doivent pas entraîner un risque de passage de matière radioactive, notamment le tritium, dans le rejet du circuit d'ultime secours. L'étanchéité de l'échange circuit primaire/circuit d'ultime secours doit donc être démontrée pour les conditions post-Fukushima, dans le dossier de dimensionnement du circuit d'ultime secours, au besoin complétée par des essais périodiques d'étanchéité entre les deux circuits précités. Cette disposition, si elle n'est pas déjà prévue, ne devrait pas présenter de difficulté technique particulière.

Manifestement, de nombreux commentateurs de cette consultation l'ont confondu avec celle, concomitante, sur la cuve de l'EPR.....
Si à Flamanville, la validation de cette cuve non conforme aux propres normes de l'industrie nucléaire serait un pur scandale au vue des risques sur un réacteur de production électrique de très forte puissance, surtout chargé de MOX incluant du plutonium, la situation est heureusement différente à Grenoble avec un petit réacteur de recherche.
Mais pour autant, la question n'est pas anodine car ce petit réacteur de 58 MW utilise un combustible très enrichi, proche des normes militaires. De ce fait il émet beaucoup de tritium, celà au coeur d'une agglomération de 400 000 habitants.
Le tritium, hydrogène radioactif, a des capacités de se lier facilement avec le vivant, notamment ds les tissus riches en eau et c'est pourquoi foetus, jeunes enfants et femmes enceintes y sont particulièrement sensibles. Le grenoblois que je suis s'inquiète d'ailleurs de la forte densification démographique en cours dans cette presqu'ile entre Isère et Drac à quelques centaines de m de l'ILL (nombreux immeubles en construction).
Donc la question principale avec l'ILL est celle des rejets radio-actifs et chimiques dans l'atmosphère et les eaux du Drac et Isère, bien plus que le niveau de prélévement en question ds cette consultation. Rappelons que la nappe phréatique passant sous l'ILL alimentent de nombreux puisages en aval dans la vallée de l'Isère, notamment pour usage agricole.
Comme le signale l'intervenant précédent (nukaboli), il manque des précisions dans ce projet de décision de l'ASN. J'espère que l'Agence de l'eau a été consultée pour fixer les débits maximum, car évidemment les débits du Drac ne sont pas les m^mes au cours de l'année, et donc un plafond de prélévements maximum théorique est assez absurde.

Pour des raisons de sécurité, il est évident que tant qu'une installation nucléaire chargé d'uranium très enrichi sera implantée dans un tissu urbain dense, il faut prévoir le maximum de sécurité: en ce sens, faire des essais de fonctionnement du circuit de refroidissement de secours est une bonne chose
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Rappel : Le 17 mai 2017, un élément combustible usé est resté bloqué dans sa hotte de manutention lors de son transfert dans la piscine29, occasionnant une déclaration d'incident nucléaire de niveau un . Quel impact sur les rejets ?