Le 4 septembre 2012, l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) a organisé un forum sur les mesures prises après Fukushima et sur l’organisation de la sécurité pour une sortie ordonnée du nucléaire. Pour préparer cette manifestation, le public pouvait poser des questions aux communes, aux exploitants, aux ONG et à l’IFSN, dont voici les réponses.

En cliquant sur une question, vous serez renvoyé à la question originale telle qu’elle nous a été posée. L’organisation ayant répondu à la question est mentionnée au début de chaque réponse. Les réponses n’ont pas été retravaillées.

1. Que font les communes suisses pour protéger nos bâtiments publics, écoles, crèches, usines, etc. contre des secousses sismiques pour lesquelles nos centrales nucléaires ont dû démontrer leur résistance ?
2. Quel serait le renchérissement du prix du kilowattheure de nouvelles centrales nucléaires si la loi sur l’énergie nucléaire imposait désormais pour la délivrance de l’autorisation de réalisation et d’exploitation de nouvelles centrales nucléaires que leurs réacteurs soient souterrains ?
3. Que signifie pour les exploitants des centrales nucléaires le tournant énergétique ?
4. Quel a été le coût de réalisation des centrales Beznau I et II ? Quelles sont les sommes qui ont déjà été investies dans le rééquipement de Beznau I et II depuis leur inauguration ?
5. Les réacteurs disposent-ils encore d’un nombre suffisant de plaquettes en acier témoins ?
6. Comment des pays européens peuvent-il arrêter leurs centrales nucléaires du jour au lendemain et imposer des rejets massifs de CO₂ par la réactivation d’anciennes centrales thermiques au charbon ?
7. Pourquoi les exigences de l’IFSN adressées aux exploitants des centrales nucléaires suisses se sont-elles malgré tout essentiellement concentrées sur les bassins de désactivation ?
8. Pouvez-vous présenter dans une comparaison européenne, si des mesures de rééquipement ont déjà été réalisées sur la base des enseignements tirés de Fukushima. Si oui lesquelles, et lesquelles ne sont encore que planifiées ?
9. Comment évaluez-vous la sécurité des centrales nucléaires suisses en comparaison aux autres pays européens : élevée, moyenne, faible ?
10. Dans quelle mesure la catastrophe du réacteur de Fukushima est-elle transférable aux centrales nucléaires suisses ? Nos centrales sont-elles mieux conçues pour résister aux événements naturels et les cultures de sécurité sont-elles comparables ?
11. Dans quelles circonstances, à l’aune des évaluations actuelles, peut-on compter sur un accident grave dans une centrale nucléaire ?
12. Comment déterminez-vous l’état de la science et des techniques en matière d’exigences éventuelles de rééquipement destinées aux exploitants ?
13. Pourquoi la recommandation de la Commission de sécurité nucléaire relative au dégagement rapide d’hydrogène n’a pas encore été prise en compte ?
14. Quelle est la situation actuelle à Fukushima et comment le Japon compte-t-il procéder à l’avenir ?
15. Est-ce que nos centrales nucléaires sont par exemple pourvues de véhicules tous terrains (véhicules militaires) et disposent de concepts d’intervention dans de semi-ruines ?
16. Dans le concept de situation d’urgence, le personnel des centrales nucléaires pourra-il se déplacer dans les ruines, effectuer des travaux d’urgence dans les ruines et ceci dans un environnement physiquement détruit ?
17. Combien de personnes font partie de l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) ? Comment s’appellent ces personnes ?
18. A l’initiative de qui l’IFSN a-t-elle été créée ? Quelle assemblée (législative ou exécutive) était habilitée à constituer l’IFSN ? Quelles sont les bases légales de l’existence de l’IFSN ? Quelle forme juridique a été donnée à l’IFSN et par qui ?
19. L’IFSN peut-elle promulguer des décisions à caractère obligatoire ou bien ses compétences se limitent-elles à l’expression de simples recommandations ?
20. De quels moyens juridiques disposent les victimes de dommages du fait nucléaire pour faire valoir des droits à indemnisation pour des dommages résultant d’éventuelles erreurs d’appréciation de l’IFSN ? En cas de catastrophe, l’IFSN peut-elle être rendue responsable d’erreurs d’appréciation ?
21. L’IFSN part-elle du principe qu’il convient de prendre en compte un risque résiduel non calculable dans ses recommandations ou décisions ?
22. Jusqu’à présent, les efforts et encore moins les délais de redéfinition de nouvelles dispositions relatives au risque d’inondation ne sont documentés ni dans le plan d’action, ni ailleurs à l’IFSN. Pourquoi ?
23. Au cas où on procéderait à une nouvelle définition, le peuple suisse devra-t-il attendre encore 14 ans ou plus jusqu’à ce que celle-ci voie le jour (comme la nouvelle définition du risque sismique) ?
24. Si une nouvelle définition devait avoir lieu, est-ce que ce serait à nouveau l’organisation lobbyiste pronucléaire Swissnuclear qui déciderait de l’adjudication de ces travaux de recherche ?
25. Pourquoi l’IFSN n’étudie-t-elle pas la constatation officielle des Japonais concernant les rééquipements nécessaires à la garantie d’un refroidissement puissant du réacteur et de l’enceinte de confinement primaire ?
26. Les mesures de gestion d’accidents et les hypothèses (décompression de l’enceinte de confinement par le joint de couvercle) ont-elles été correctement discréditées dans les analyses probabilistes de sécurité propres à la DSN ?
27. Pourquoi l’IFSN n’étudie-t-elle pas la constatation officielle des Japonais concernant les fuites d’hydrogène et l’accumulation de ce gaz explosif mélangé à de l’air dans le bâtiment de réacteur ainsi que sa diffusion possible dans d’autres bâtiments ?
28. L’IFSN persiste-t-elle à affirmer que < la décompression filtrée est assurée sur les centrales nucléaires suisses > en cas de séisme, et ce, même pour la centrale nucléaire de Mühleberg ?
29. Les hypothèses intenables des analyses de sécurité probabilistes de la DSN relatives aux effets de la combustion de poches d’hydrogène ont-elles été corrigées ?
30. Pourquoi l’IFSN n’étudie-t-elle pas la constatation officielle des Japonais concernant les instruments de mesure destinés à relever la pression et le niveau d’eau dans le réacteur ?
31. L’instrumentation des centrales nucléaires suisses est-elle supérieure à celle des Japonais ? Pourquoi ?
32. Pourquoi le dispositif de mesure du niveau de cuve n’a-t-il toujours pas été installé à la centrale nucléaire de Gösgen ?
33. Les hypothèses de fiabilité admises jusqu’à présent pour l’instrumentation dans les analyses de sécurité probabilistes de la Division principale de la sécurité nucléaire ont-elles été corrigées ?
34. Pourquoi l’IFSN n’a-t-elle pas étudié la disponibilité du personnel qualifié, alors que les événements de Fukushima ont montré l’importance de ces questions ?
35. Pourquoi l’IFSN ignore-t-elle le risque lié au bâtiment de traitement de la centrale nucléaire de Mühleberg ?
36. Par une telle dissimulation, les FMB ne se rendent-elles pas coupables d’une violation de leurs obligations comme exploitant en vertu des dispositions des art. 22 et 28 de la loi fédérale sur l’énergie nucléaire ?
37. Pourquoi l’IFSN couvre-t-elle de telles dissimulations évidentes ?
38. Pourquoi l’IFSN a-t-elle admis que les exploitants n’ont vérifié que des < scénarios de beau temps > pour les tests essentiels ?
39. Pourquoi la recommandation de la Commission de sécurité nucléaire relative au dégagement rapide d’hydrogène n’a-t-elle pas encore été prise en compte ?
40. L’IFSN considère-t-elle comme pertinente la directive R-040 sur la décompression filtrée de l’enceinte de confinement qui ne prévoit comme référence qu’un volume de soufflage limité à 1 % de la puissance du réacteur, compte tenu de la production très rapide d’hydrogène en cas d’accident grave ?
41. Scénarios de rejets pour la réévaluation de la planification de situation d’urgence (IDA-NOMEX) : selon quelles méthodes l’IFSN procède-t-elle ?

 

Aussi bien les questions que les réponses n’ont pas été retravaillées. Les noms des personnes ayant posé les questions sont connus de l’IFSN. Pour des raisons de protection des données, ils ne sont pas publiés.

1. Question de B.Z. aux communes : « Les centrales nucléaires suisses ont fourni de très gros efforts pour garantir la sécurité de leurs installations, même pour les cas les plus improbables. Compte tenu des 20 000 (?) VICTIMES DU SÉISME qui a frappé le Japon, que font les communes suisses pour protéger nos bâtiments publics, écoles, crèches, usines, etc. contre de telles secousses sismiques pour lesquelles nos centrales nucléaires ont dû démontrer leur résistance ? »

Réponse de Gery Meier, président de la commune de Däniken : En qualité de président de commune, je m’exprime au nom de Däniken qui a intégré la sécurité contre les séismes et a déjà pris un certain nombre de mesures nécessaires.

Après vérification de la statique, la halle d’Erlimatt (halle triple) a déjà fait l’objet de mesures qui ont été appliquées. Pour les autres bâtiments communaux, des premiers calculs viennent d’être effectués et il est maintenant prévu de les faire vérifier par un expert du parasismique pour élaborer d’éventuelles mesures constructives à appliquer. Les résultats de ces analyses et les mesures qui en découlent sont alors discutés au sein du conseil communal. Les mesures relatives à la « sécurité parasismique » des bâtiments scolaires seront appliquées au cours des années 2013-2015 lors de la campagne de rénovation planifiée.

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2. Question de U.H. aux exploitants : « Le colmatage de quelques canaux de circulation du gaz caloporteur du réacteur de la centrale nucléaire expérimentale de Lucens a entraîné en janvier 1969 la fusion des assemblages combustibles. Cet accident a provoqué l’expulsion de quantités importantes de substances radioactives dans la caverne du réacteur. Compte tenu de la disposition souterraine des installations, il n’a été constaté qu’une faible augmentation de la radioactivité dans les environs, si bien qu’il n’a pas été nécessaire d’évacuer la population locale. Quel serait le renchérissement du prix du kilowattheure de nouvelles centrales nucléaires si la loi sur l’énergie nucléaire imposait désormais pour la délivrance de l’autorisation de réalisation et d’exploitation de nouvelles centrales nucléaires que leurs réacteurs soient souterrains ? »

Réponse de swissnuclear : Les études de centrales nucléaires souterraines ont été principalement effectuées dans les années 1960 et 1970. L’étude la plus récente provient de l’Institut fédéral de recherche en matière de réacteurs (IFR, aujourd’hui PSI) [S Pinto, 1980, Underground Construction of Nuclear Power Reactors].  Cette étude faisait état d’une augmentation du coût de l’ordre de 15 %. D’autres études plus anciennes évoquent un renchérissement de 20-25 % (Suède) ou de 5-50 % (Etats-Unis). Au cours de ces dernières années, tant les techniques de constructions souterraines que les exigences applicables aux centrales nucléaires ont évolué. Une fourchette de surcoût de 25-50 % nous paraît donc plausible.

Il convient également de remarquer qu’aucune installation souterraine n’a plus été réalisée depuis les années 1960. La conception correspondante fondée sur l’état actuel des techniques exigerait des études entièrement nouvelles restant à valider, ce qui prendrait au moins 20 ans.

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3. Question d’A.F. aux exploitants : « Que signifie pour vous le tournant énergétique ? Que ce soit du point de la politique commerciale ou de vos convictions relatives aux différentes sources d’énergie ? »

Réponse de swissnuclear : Bien que le tournant énergétique ait été postulé très rapidement après Fukushima et ait été ordonné par le Parlement, son contenu et ses conséquences sont loin d’être clairement définis. Il n’est pas possible d’en appréhender aujourd’hui les effets en matière de politique commerciale. Nous sommes néanmoins fondamentalement convaincus que la garantie d’un approvisionnement économique et sûr en énergie électrique de la Suisse ne peut se passer d’un large mix de mesures à prendre simultanément. C’est ainsi que nous refusons toute interdiction d’une technologie ou d’une autre. Toutes les formes de production d’électricité présentent des avantages et des inconvénients.

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4. Question de K.W. aux exploitants : « Quel a été le coût de réalisation des centrales Beznau I et II ? Quelles sont les sommes qui ont déjà été investies dans le rééquipement de Beznau I et II depuis leur inauguration ? »

Réponse de swissnuclear : Les investissements initiaux pour Beznau I et II ont atteint entre 650 et 700 millions CHF. 1,6 milliard CHF a été investi depuis leur réalisation. Ces investissements correspondent presque au triple de ce qu’a coûté la construction initiale.

Les plus gros investissements ont été effectués au début des années 1990 avec la construction d’un nouveau système de commande de secours (500 millions CHF) et le remplacement de générateurs de vapeur (220 millions CHF).

Au cours des prochaines années, Axpo investira encore 700 millions CHF dans d’autres mesures de sécurité. Les installations satisferont ainsi aux exigences les plus récentes, avec des dispositifs de sécurité au même standard que celui installé dans les centrales nucléaires en construction.

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5. Question d’A.M. aux exploitants : « Avec la prolongation des durées de vie, il sera de plus en plus difficile de vérifier l’état des plaquettes acier témoins montées dans les cuves de réacteur pour contrôler l’évolution de la fragilisation. La conception des réacteurs n’a pas prévu de durées de vie si importantes. Il se peut que, dans l’urgence, on ait replacé des témoins anciens dans le réacteur. Quels réacteurs disposent encore d’un nombre suffisant de témoins, et sur quels autres réacteurs cette surveillance n’est plus possible du fait de la durée d’irradiation de l’acier d’origine ? Comment exploitez-vous les mesures faites par le passé en matière d’évolution de la fragilisation dans le temps, notamment sur les réacteurs les plus anciens ? »

Réponse de swissnuclear : Tous les réacteurs suisses disposent encore d’un nombre suffisant d’éprouvettes témoins en acier. Pour les deux centrales les plus anciennes, la situation se présente concrètement ainsi.

Beznau :

Le nombre des éprouvettes témoins d’origine présentes dans les deux cuves sous pression de réacteur de la tranche 1 et de la tranche 2 suffit pour une durée d’exploitation de plus de 60 ans. Ces éprouvettes témoins se situent entre le cœur de réacteur et la cuve sous pression et donnent donc une image fiable de l’état des deux cuves.

La dernière vérification des jeux d’éprouvettes témoin des tranches 1 et 2 a montré qu’une exploitation au-delà de 60 ans était techniquement assurée. Cette constatation est confortée par l’optimisation de la stratégie de chargement des cœurs de réacteur adoptée à partir du début des années 1990. Il a ainsi été possible de réduire considérablement les réactions à l’irradiation du métal. L’évolution de la réaction à l’irradiation du métal des cuves de pression des tranches  1 et 2 sur une durée d’exploitation de 60 ans se situe dans la fourchette des valeurs attendues pour d’autres installations en service.

Mühleberg :

Lors de la mise en service de la centrale nucléaire de Mühleberg, il a été mis en place dans la cuve de pression du réacteur trois jeux d’éprouvettes témoins respectivement constitués de l’acier avec lequel a été réalisée la cuve et des alliages de deux joints de soudure proches du cœur de réacteur. Leur position dans la cuve de réacteur a été choisie de manière que le flux neutronique auquel étaient soumises les éprouvettes témoins était supérieur à celui effectivement reçu des composants considérés afin de garantir la détection précoce d’évolutions possibles des caractéristiques des matériaux.

Des éléments de ces éprouvettes témoins ont été progressivement retirés de la cuve de pression du réacteur en 1978, 1986 et 1998 pour être analysés. Les méthodes d’exploitation utilisées se fondaient sur les instructions de la réglementation internationale en vigueur en matière de détermination des caractéristiques des matériaux. Sur la base de ce concept d’évaluation, il a été démontré que l’exploitation sûre de la cuve de pression du réacteur était garantie pour au moins 54 années à pleine charge (soit environ 60 années d’exploitation).

Entre temps, un autre procédé d’exploitation, le concept dit de Master Curve (courbe maîtresse), a été mis au point. Il permet de réexaminer les éprouvettes déjà analysées avec le procédé précédent.

Au début 2008, la centrale nucléaire de Mühleberg a commandé à un institut européen de recherche de renom des études scientifiques sur l’amélioration des méthodes d’évaluation de la fragilisation de la cuve de réacteur.  Les résultats acquis par l’application de ce nouveau procédé ont confirmé les données déjà obtenues par le procédé précédemment appliqué. Il a pu être démontré dans le cadre de ces analyses que l’exploitation sûre de la cuve sous pression du réacteur était garantie sur largement plus de 60 ans.

Pour garantir la sécurisation sur le long terme des valeurs caractéristiques des matériaux, il a été remis en place dans la cuve un nouveau jeu d’éprouvettes témoins constitué d’échantillons déjà analysés afin de poursuivre leur irradiation dans la cuve de réacteur. Dans le cadre de la prolongation de durée de vie, ces témoins resteront en place dans le réacteur jusqu’en 2016 au moins. L’exploitation de ces témoins pourra donc étendre la base de données qui ne sera significative qu’à partir de la 50^e année d’exploitation.

Le programme de surveillance de la fragilisation de la cuve de réacteur de la centrale nucléaire de Mühleberg a été vérifié et homologué par l’IFSN. Le concept de courbe maîtresse (Master Curve) a été appliqué pour la première fois en Suisse sur la centrale nucléaire de Mühleberg.

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6. Question de D.A. aux ONG : « Je n’ai pas bien compris comment des pays européens comme l’Allemagne pouvaient arrêter leurs centrales nucléaires du jour au lendemain et imposer des rejets massifs de CO₂ par la réactivation d’anciennes centrales thermiques au charbon. N’y a-t-il plus de normes CO₂ applicables à l’industrie depuis Fukushima ? Pour chaque petit gramme de CO₂, on a droit à un cirque pas possible, voir p. ex. les catégories d’émission des automobiles. Je ne comprends donc pas pourquoi le CO₂ et l’effet de serre ne constituent plus un thème important ? J’aimerais encore poser une autre question. Les centrales nucléaires suisses doivent démontrer leur résistance aux séismes et aux inondations. Je conçois aisément que les centrales nucléaires doivent satisfaire à des exigences strictes concernant ces forces de la nature. MAIS : le mix de production d’électricité suisse ne comprend « que » 40 % d’énergie nucléaire. Je pense à l’énergie hydraulique et éolienne. Pourquoi TOUS les ouvrages de retenue de la Suisse ne doivent-ils pas faire l’objet d’une vérification de sécurité concernant les mêmes forces de la nature, selon les mêmes schémas de conception et les mêmes probabilités, modèles, etc. ? Prend-on en compte le fait que la Suisse peut ainsi faire l’impasse en toute simplicité, avec ses maigres 45 % d’énergie hydraulique, sur les conséquences d’un événement des 10 000 ans séisme+inondations+pluie. Considère-t-on comme quantité négligeable les quelques misérables riverains qui seront noyés ou broyés par les rochers charriés en cas de rupture éventuelle de barrage ? Je considère comme une plaisanterie que seuls les centrales nucléaires et « certains » ouvrages de retenue fassent l’objet d’un contrôle de sécurité en matière d’événement « des 10 000 ans, séisme + inondations ».  Enfin, une dernière petite remarque : le « risque résiduel » n’arrête pas de faire les choux gras dans le nucléaire depuis 18 mois. Ma question : N’existe-t-il pas aussi un risque résiduel pour l’énergie hydraulique ? –> Sécheresse, séisme, rupture de barrage, inondations ? N’existe-t-il pas aussi un risque résiduel pour l’énergie solaire ? –> Pluies continues ? Absence de soleil ? Que se passe-t-il ? N’existe-t-il pas aussi un risque résiduel dans toutes ces centrales thermiques alimentées au lignite et à la houille en Chine ? Ne rejettent-elles pas de CO₂ ? Et que se passe-t-il avec toutes ces centrales à gaz le jour où se produit un séisme violent ? Veuillez m’excuser pour toutes ces questions, mais je ne comprends pas les explications pseudo-fanatiques actuelles en matière de sécurité du monde politique ; tout « n’est concentré » que sur le nucléaire, mais la portée est bien plus large. Nous sommes très dépendants de l’énergie et nous devrions donc étudier TOUTES les technologies de production d’énergie.  Je vous remercie et espère recevoir une réponse à mes questions. »

Réponse de Greenpeace : Nous répondons ci-dessous à la première partie de la question. La seconde partie de la question (à partir de « Pourquoi TOUS les ouvrages de retenue de la Suisse ne doivent-ils pas faire l’objet d’une vérification de sécurité concernant les mêmes forces de la nature, selon les mêmes schémas de conception et les mêmes probabilités, modèles, etc. ? ») doit être posée aux autorités ou aux responsables politiques.

Par la sortie définitive de l’énergie nucléaire et la conversion conséquente sur l’utilisation efficace d’énergies nouvelles, nous faisons d’une pierre deux coups : nous évitons à la fois l’exploitation de réacteurs atomiques dangereux et les déchets nucléaires qui poursuivent leur irradiation et nous protégeons simultanément le climat. En effet, une application conséquente des objectifs d’efficacité énergétique et d’énergies renouvelables ne nécessitera PAS de centrales à gaz, ni même l’importation d’électricité produite par de la houille ou du gaz, etc. Les associations écologistes ont publié diverses études et données sur le sujet, p. ex. sur ce site : http://www.umweltallianz.ch/de/stromzukunft.html

L’Allemagne, qui dispose à présent d’un gros potentiel de production en énergies renouvelables, a de plus prouvé que moins d’électricité nucléaire ne signifiait pas plus de CO₂ : la mise à l’arrêt de huit réacteurs en Allemagne peu après Fukushima n’a pas entraîné l’augmentation redoutée des émissions de CO₂ (voir http://www.umweltbundesamt.de/presse/presseinformationen/weniger-treibhausgase-weniger-atomenergie).

Si la Suisse veut réellement avancer en matière de protection du climat, les centrales nucléaires ne sont pas le bon moyen, car deux autres voies importantes s’offrent à elle : rénovation du bâti ancien pour réduire la consommation d’énergie de chauffage et réduction du CO₂ émis par la consommation de carburants, donc mise en circulation d’automobiles moins gourmandes. C’est dans ces deux domaines que l’on peut agir rapidement sur les rejets de CO₂ les plus importants. De manière totalement incompréhensible, ce sont précisément les cercles, tels qu’economiesuisse, qui combattent le plus violemment la sortie du nucléaire et qui s’opposent également aux mesures efficaces de limitation des rejets de CO₂ (entre autres des véhicules automobiles).

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7. Question de B.O. à l’IFSN : « Dès le 08.05.2011, il circulait sur Internet une vidéo du bassin de désactivation des assemblages combustibles usés de la tranche 4 de Fukushima Daiichi (http://www.youtube.com/watch?v=QVqfPCsl2AA). Ces images montraient clairement qu’aucune fusion de combustible fissile ne s’était produite dans ce bassin. Pourquoi les exigences de l’IFSN adressées aux exploitants des centrales nucléaires suisses se sont-elles malgré tout essentiellement concentrées sur les bassins de désactivation ? »

Réponse de l’IFSN : Les requêtes ou les décisions de l’IFSN concernaient tout à la fois les réacteurs et les bassins de stockage des assemblages combustibles.

Un refroidissement insuffisant des assemblages combustibles, voire la défaillance totale du refroidissement, que ce soit dans la cuve de pression du réacteur ou dans le bassin de stockage des assemblages combustibles usés, peut entraîner des conséquences très graves telles que l’éclatement des crayons de combustible ou la fusion du combustible. A la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, des dommages ont été constatés sur des assemblages combustibles stockés en piscine.

Au cours de l’analyse de l’accident de Fukushima, les premiers enseignements tirés amenaient à s’interroger sur les bassins de stockage des assemblages combustibles usés. C’est pourquoi l’IFSN a exigé dans sa décision du 18 mars 2011 que les exploitants des centrales nucléaires suisses vérifient la situation de sécurité des bassins de stockage des assemblages combustibles usés.

Les exploitants ont donc été invités à répondre aux questions suivantes :

• Il convient de vérifier si l’alimentation en fluide de refroidissement des systèmes de sécurité et des systèmes auxiliaires correspondants est garantie en recourant à une source diversifiée insensible aux séismes, aux crues et aux souillures et obstructions de toutes sortes (alimentation complémentaire par captage dans la nappe phréatique).
• Les bassins de stockage d’assemblages combustibles éventuellement disposés en dehors de l’enceinte de confinement primaire sont-ils suffisamment protégés contre les effets d’événements internes et externes ?
• Le refroidissement des bassins de stockage des assemblages combustibles usés constitue-t-il une fonction de sécurité particulièrement protégée et peut-il être alimenté, surveillé et piloté à partir du poste de commande de secours ?

Après examen des rapports correspondants, l’IFSN a identifié différents points faibles sur les bassins de stockage des assemblages combustibles usés et a ordonné les transformations nécessaires à l’élimination de ces faiblesses.

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8. Question de D.B. à l’IFSN : « Pouvez-vous présenter dans une comparaison européenne, si des mesures de rééquipement ont déjà été réalisées sur la base des enseignements tirés de Fukushima. Si oui lesquelles, et lesquelles ne sont encore que planifiées ? »

Réponse de l’IFSN : Avec le test de résistance de l’UE, la sécurité de l’ensemble des centrales nucléaires européennes a été pour la première fois vérifiée sur la base de critères communs. Il s’agissait là en l’occurrence de réévaluer la robustesse des installations à l’aune des enseignements tirés de Fukushima. Il ne s’agissait donc pas d’effectuer un classement de la sécurité des installations. Les résultats de ces tests de résistance ont été publiés par l’ENSREG à la fois pour chaque pays et dans le contexte global européen ; ils sont consultables sur le site http://www.ensreg.eu/EU-Stress-Tests. Par sa participation au test de résistance de l’UE, la Suisse a pu obtenir un avis international de tiers sur la sécurité des centrales nucléaires nationales. En effet, les résultats des tests de résistance ont été également analysés par des experts de l’UE après que l’IFSN les a eu vérifiés. Les résultats montrent sans ambiguïté que les centrales nucléaires suisses présentent un haut standard de sécurité dans la comparaison européenne, et ceci grâce aux mesures de rééquipement permanentes dont elles ont fait l’objet.

Conséquence directe du grave accident qui s’est produit au Japon, l’IFSN a émis dès mars 2011 différentes décisions qui exigeaient des exploitants de centrales nucléaires suisses l’application de mesures immédiates et des vérifications supplémentaires. Parmi ces mesures immédiates, les exploitants ont p. ex. créé et installé avant le 1^er juin 2011 à Reitnau un entrepôt extérieur disposant de tous les matériels de secours nécessaires (entre autres pompes, groupes électrogènes de secours, conduites souples et carburant). Les vérifications se sont essentiellement concentrées sur la conception du réacteur et des bassins de stockage des assemblages combustibles usés. C’est ainsi que les exploitants ont p. ex. dû démontrer le respect de la valeur de débit de dose limite légale dans le cas d’une inondation des 10 000 ans et du séisme des 10 000 ans dans des conditions d’analyse plus sévères. Dans la foulée, l’IFSN a ordonné divers rééquipements (p. ex. conduites de raccordement pour une alimentation de l’extérieur des bassins de stockage des assemblages combustibles) qui ont été en partie réalisés depuis.

Au-delà des décisions et dans le cadre du traitement des causes ayant entraîné l’accident de Fukushima, l’IFSN a en outre identifié des points justifiant des vérifications et qui concernent non seulement les centrales nucléaires suisses, mais également les organes de surveillance nationaux et internationaux. Le traitement de ces points est suivi par l’IFSN dans des plans dits d’action réactualisés chaque année. Le plan d’action Fukushima 2012 a été publié au début du moins de mars 2012.

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9. Question de E.J. à l’IFSN : « Comment évaluez-vous la sécurité des centrales nucléaires suisses en comparaison aux autres pays européens : élevée, moyenne, faible ? »

Réponse de l’IFSN : Bojan Tomic, chef de l’équipe de Country Peer Review dans le cadre du test de résistance de l’UE, déclare dans une interview publiée sur le site de l’IFSN au sujet de la comparaison avec d’autres pays : « Dans le cadre de l’évaluation du test de résistance, les centrales nucléaires suisses montraient des marges de sécurité élevées et de la robustesse. Ces éléments sont dus à la conception prudente mais aussi aux investissements consentis dans le domaine de la sécurité durant de nombreuses années. Le stress-test a mis en valeur quelques secteurs où des améliorations sont de mise. Ces secteurs sont suivis par l’IFSN. (…) Une comparaison des centrales individuelles ou une comparaison entre les pays ne correspondait pas à l’objectif du test de résistance. Dans de nombreux cas, en raison de circonstances spécifiques, une telle comparaison était techniquement insensée. Ce que nous avons toutefois constaté, c’est qu’en dépit de l’âge de certaines centrales nucléaires suisses, elles possèdent aussi les marges pour des événements extrêmes, et leur robustesse se situe dans beaucoup de cas à un niveau élevé.»

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10. Question de M.S. à l’IFSN : « Dans quelle mesure la catastrophe du réacteur de Fukushima est-elle transférable aux centrales nucléaires suisses ? Nos centrales sont-elles mieux conçues pour résister aux événements naturels et les cultures de sécurité sont-elles comparables ? »

Réponse de l’IFSN : L’IFSN a vérifié dans quelle mesure les enseignements tirés des événements du Japon étaient transposables en Suisse et en a tiré les conclusions suivantes :

La Suisse n’est pas une zone de risque sismique classique. Un séisme d’une telle violence suivi d’un tsunami tel qu’il s’est produit au Japon peut être exclu pour la Suisse.

Les installations suisses sont de plus conçues différemment de celles du Japon. Dans cet ordre d’idée, il convient de rappeler tout particulièrement les caractéristiques suivantes des centrales nucléaires suisses :

• Le risque couru par les centrales nucléaires suisses du fait d’événements naturels fait l’objet de réexamens périodiques. Il convient aussi de tenir compte d’événements rares (qui ne se produisent qu’une fois tous les 10 000 ans). L’analyse du risque constitué par des événements naturels se fonde sur des séries de mesures et des données disponibles issues de l’histoire. De plus, les hypothèses de risque sont régulièrement mises à jour en fonction d’acquis scientifiques nouveaux.
• Toutes les installations disposent de systèmes de poste de commande de secours bunkérisés. Ceci offre une protection bien meilleure contre les effets d’événements externes tels que les inondations et les secousses sismiques.
• La décompression de l’enceinte de confinement est assurée par l’intermédiaire d’un système de filtres dont le rôle est de réduire d’un facteur respectif de 1000 et de 100 les rejets d’aérosols et d’iode.

La conception de la résistance aux séismes, aux inondations et à la combinaison des deux a été revue à partir de mars 2011 sur la base des hypothèses de risque actuelles. Il a ainsi été démontré que les centrales nucléaires suisses résistaient aux contraintes prises en compte. Des mesures de rééquipement spécifiques destinées à l’amélioration de la sécurité ont été identifiées et ont déjà appliquées ou sont en cours d’application par les exploitants.

En ce qui concerne la culture de la sécurité : depuis l’accident de Tchernobyl, on s’efforce dans le monde entier d’introduire une meilleure culture de l’erreur chez les exploitants. Ce qui signifie que lorsque quelqu’un commet une erreur qui passe inaperçue, l’intéressé doit en faire part à son supérieur hiérarchique afin que d’autres puissent aussi en tirer un enseignement. C’est pourquoi les erreurs ne doivent pas être sanctionnées, sinon elles ne seraient plus jamais signalées. ,Mais l’application dans les faits de cette attitude exigeante ne se réalise pas de façon uniforme dans toutes les cultures des différents pays concernés.

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11. Question de O.C. à l’IFSN : « Mesdames, Messieurs, merci pour vos travaux autour de la sécurité du nucléaire. Ma question constitue l’inversion de la question classique « qu’y a-t-il encore de sûr ? », à savoir : dans quelles circonstances, à l’aune des évaluations actuelles, peut-on compter sur un accident grave dans une centrale nucléaire ? – Séisme de magnitude xxx (en « g»  ou « x » fois 100 000 J). – Défaillance humaine dans le domaine zzz. – Attentat terroriste commis par aaa personnes. – feu de forêt, chute d’une météorite, ouragan de force b, etc. »

Réponse de l’IFSN : Il est du rôle de l’autorité de surveillance de maîtriser les événements avec une probabilité définie et de prendre très tôt des dispositions ou des mesures destinées à éviter pour autant que possible les accidents. Il s’agit entre autres de respecter les objectifs de protection de base, à savoir la maîtrise de la réactivité, le refroidissement des assemblages combustibles, le confinement des substances radioactives et la limitation de l’exposition aux rayonnements ionisants. Il s’agit ensuite de réduire les conséquences de l’incident en cas de défaillance.

Il est donc nécessaire de respecter en toutes circonstances les instructions légales et opérationelles du domaine de la sécurité. Des mesures destinées à réduire encore le risque doivent être prises, à la condition qu’elles soient pertinentes et appropriées.

Le risque qu’une défaillance hors dimensionnement entraîne un accident grave est évalué à l’aide d’une analyse de sécurité probabiliste (ASP). Les résultats de ces analyses remises à l’IFSN montrent que les centrales nucléaires suisses respectent l’objectif de sécurité probabiliste recommandé par l’AIEA pour les installations existantes (fréquence de l’endommagement du cœur inférieure à 10^-4 par an). Les risques cités dans la question sont explicitement pris en compte par l’ASP selon la directive IFSN-A05 (à l’exception du risque terroriste et de la chute d’une météorite).

Le respect des objectifs de protection doit être entre autres garanti pour le séisme des 10 000 ans et la combinaison du séisme et d’inondations inhérentes au séisme. Les centrales l’ont vérifié sous le contrôle de l’IFSN. La limite de débit de dose de 100 millisieverts prescrite par la loi est nettement respectée pour ces deux cas d’événements naturels.

De plus, les centrales ne doivent pas seulement être conçues pour résister aux inondations et aux séismes, mais également à d’autres événements naturels tels que des conditions météorologiques extrêmes (dont relèvent aussi les ouragans cités dans la question). Les exploitants de centrales nucléaires doivent présenter ou revoir les démonstrations correspondantes d’ici à 2013.

L’IFSN contrôle aussi les installations nucléaires dans le domaine de la protection contre les actions malveillantes de tiers (protection contre le sabotage). Les dispositions légales sont également applicables dans ce domaine. Les installations nucléaires suisses sont bien protégées.

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12. Question de E.J. à l’IFSN : « Comment déterminez-vous l’état de la science et des techniques en matière d’exigences éventuelles de rééquipement destinées aux exploitants ? »

Réponse de l’IFSN : En matière de perception de son activité de surveillance des installations nucléaires, l’IFSN ne peut faire l’impasse sur la nécessité de se référer au niveau le plus évolué de la science et des techniques. L’IFSN travaille au sein d’un réseau très maillé entre autorités de surveillance. De plus, l’IFSN soutient et coordonne des projets nationaux et internationaux du domaine de la recherche réglementaire en sécurité nucléaire. Le résultat de ces activités est pour partie directement intégré aux directives et décisions de l’IFSN. L’analyse d’événements en Suisse comme à l’étranger, de même que l’analyse de leur signification pour les centrales nucléaires suisses font aussi partie des obligations permanentes de l’autorité de surveillance. Sur la base des enseignements tirés de ces analyses, l’IFSN définit des mesures qui contribuent à l’amélioration de la sécurité.

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13. Question d’E.J. à l’IFSN : « Pourquoi la recommandation de la CSN relative au dégagement rapide d’hydrogène n’a pas encore été prise en compte ? »

Réponse de l’IFSN : Dans son rapport « Reaktorkatastrophe von Fukushima – Folgemassnahmen in der Schweiz » (« Catastrophe des réacteurs de Fukushima – Mesures en découlant pour la Suisse », uniquement disponible en allemand), la CSN note : « La maîtrise d’une production d’hydrogène rapide et massive doit être vérifiée sur les centrales nucléaires suisses. »

L’IFSN s’est saisie très tôt de la problématique de la production d’hydrogène dans sa décision du 5 mai 2011. Ce document exige une évaluation de la protection contre les explosions d’hydrogène dans la zone des piscines des assemblages combustibles. Les centrales nucléaires suisses ont déposé à la fin du mois de juin 2012 les démonstrations relatives à la problématique de la présence d’hydrogène dans la zone des bassins de stockage des assemblages combustibles usés. L’IFSN procédera à l’analyse de ces démonstrations d’ici à la mi-2013.

Il convenait en effet de vérifier si, en dehors de gaz et aérosols radioactifs, il est également possible que de l’hydrogène s’échappe dans des locaux hors enceinte de confinement et puisse donc s’accumuler en volumes explosibles dangereux dans les bâtiments, systèmes et conteneurs. Ces analyses devaient aussi concerner tous les composants significatifs des installations de ventilation.

De plus, l’IFSN a noté en octobre 2011 dans les « Enseignements tirés de Fukushima  » qu’il convenait de vérifier si les analyses sur la prévention des explosions d’hydrogène devaient être étendues à des secteurs de l’installation autres que l’enceinte de confinement primaire. Dans le rapport national de la Suisse sur le test de résistance de l’UE, deux questions en suspens ont été identifiées à ce sujet. Le point de contrôle correspondant et les questions ouvertes ont été intégrés au plan d’action Fukushima 2012.

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14. Question de S.S. à l’IFSN : « Quelle est la situation actuelle à Fukushima et comment le Japon compte-t-il procéder à l’avenir ? Quelles améliorations/modifications ont été identifiées pour les centrales nucléaires occidentales du fait du crash de réacteur ? »

Réponse de l’IFSN : Depuis le début de l’accident, le rayonnement radioactif a déjà fortement baissé dans les zones contaminées. Petit à petit, certains secteurs de la zone évacuée ont pu être à nouveau rendus accessibles aux habitants. De plus, les contrées contaminées sont décontaminées, c’est-à-dire nettoyées p. ex. par enlèvement de la couche superficielle des sols. Certains autres secteurs restent interdits (zone d’évacuation), car ils pourraient entraîner un risque pour la santé en cas de séjour prolongé, c’est-à-dire sur plusieurs décennies.

Sur le site même de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, le rayonnement radioactif a fortement chuté, même s’il reste très élevé en certains points, p. ex. à proximité des réacteurs. De nombreuses personnes continuent à travailler sur le site de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, même si elles n’y habitent pas. Elles font l’objet d’une surveillance intense et sont interdites de travail sur le site en cas de dépassement de valeurs limites afin d’exclure tout risque pour leur santé. Les travaux dans les endroits fortement irradiés sont assurés par des robots ou des machines commandées à distance.

L’exploitant japonais TEPCO a entre-temps mis en service certains équipements de production d’énergie électrique, de refroidissement et de recueil des eaux usées dans la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, tandis que des améliorations y sont apportées en permanence. Les installations font l’objet d’une surveillance permanente ; les difficultés sont rapidement éliminées et le public est informé. Même en cas de défaillance de systèmes majeurs dus p. ex. à un tsunami ou à une secousse sismique, ces équipements peuvent à présent être remis en service bien plus rapidement. Ce n’était hélas pas le cas lorsque s’est produite la catastrophe naturelle de l’an dernier. D’autres mesures restent encore nécessaires, ne serait-ce que la fermeture et la couverture des bâtiments autour des réacteurs et des bassins de stockage des assemblages combustibles usés. Les travaux sur la tranche 1 ont pu être achevés en 2011. Les préparations du traitement du bâtiment de la tranche 4 sont en cours, tandis que le bâtiment de la tranche 3 est encore ouvert. Un robot a permis d’inspecter pour la première fois à la mi-juin 2012 le bâtiment de réacteur de la tranche 2 au niveau du bassin de stockage des assemblages combustibles. Selon les indications données par l’exploitant japonais et les autorités locales, la situation y serait actuellement stable.

De nombreux pays dans le monde entier, la Suisse y compris, analysent en permanence la situation au Japon afin d’en tirer des enseignements qui permettent si nécessaire d’augmenter la sécurité dans leur propre pays. C’est ainsi qu’en Suisse, l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) a effectué des analyses correspondantes dès les premières informations sur l’accident reçues et a ordonné dans les plus brefs délais que des éclaircissements soient apportés dans les centrales nucléaires suisses. Une partie de ces vérifications, exploitations de données et mesures d’amélioration sont encore en cours. La Suisse a ainsi pris différentes mesures d’augmentation d’un niveau de sécurité déjà élevé, p. ex. en matière de résistance aux secousses sismiques, de protection contre les inondations ou de mesures de protection en situation d’urgence.

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15. Question de P.F. à l’IFSN : « Bonjour, il m’intéresse de savoir si la non-praticabilité des routes autour d’une centrale nucléaire fait également partie des scénarios de situations d’urgence ? Je justifie cette question par le fait que je viens de lire dans le rapport originel de TEPCO (110618e15.pdf) qu’il est fait état de décombres sur les routes, de portails de sécurité verrouillés, d’obscurité la plus totale, d’absence d’entraînement autonome pour les valves, de manque de carburant qui ont rendus tardives, voire impossibles, les premières actions de secours. Est-ce que nos centrales nucléaires sont par exemple pourvues de véhicules tous terrains (véhicules militaires ?) et disposent de concepts d’intervention dans de semi-ruines ? »

Réponse de l’IFSN : L’infrastructure en dehors de Fukushima a été lourdement endommagée par le séisme, puis par le tsunami. L’accessibilité à l’intérieur et en dehors du site même a été rendue très difficile. Les équipes de quart n’ont donc reçu pratiquement aucune aide de l’extérieur pendant plusieurs jours et ont été totalement dépassées par la situation. Ce n’est qu’avec d’importants retards que l’armée a enfin pu venir en aide au personnel sur place avec des moyens lourds.

L’IFSN a tiré les conséquences de cet enseignement et a ordonné aux exploitants, le 18 mars 2011, de mettre en place un entrepôt externe d’urgence, car l’accident avait montré la nécessité de disposer, après des événements naturels exceptionnels, de pompes supplémentaires, de groupes électrogènes de secours, des conduites souples, de carburant et d’autres matériels dont une centrale nucléaire pouvait avoir besoin dans des délais très courts. Les exploitants des centrales nucléaires suisses ont donc créé et mis en service cet entrepôt extérieur de matériel de secours le 1^er juin 2011 dans la localité argovienne de Reitnau, dans un ancien dépôt de munitions de l’armée suisse.

L’IFSN a également demandé que ces équipements de secours puissent être acheminés par hélicoptère. Le matériel entreposé à Reitnau est préparé pour un transport héliporté et peut être immédiatement acheminé sur son lieu d’utilisation par des Super Pumas de l’armée suisse. Ce matériel serait mis en œuvre si les groupes diesel de secours d’une centrale nucléaire venaient à être défaillants et que le refroidissement de secours ne pouvait plus être assuré par de l’eau de la rivière.

L’IFSN a également formulé dans les « Enseignements tirés de Fukushima » publiées en octobre 2011 les points de contrôle suivants :

• Point de contrôle 15 « Il convient de vérifier les potentiels d’amélioration de la gestion des situations d’urgence. »
• Point de contrôle 18 « Il convient de s’assurer de disposer à tout moment des effectifs de personnel suffisants pour la maîtrise de l’ensemble des activités de la gestion d’une situation d’urgence. »

Ces points ont été traités dans le cadre du plan d’action Fukushima 2012.

Le groupe de travail interdépartemental de vérification des mesures de protection de situation d’urgence en cas d’événements extrêmes en Suisse (IDA NOMEX) a analysé en profondeur les événements de Fukushima et leurs conséquences pour la Suisse. Dans son rapport adressé au Conseil fédéral, l’IDA NOMEX note : « Le personnel mis à disposition pour réaliser toutes les activités nécessaires à la gestion d’une situation d’urgence doit être suffisant en tout temps. » Le DDPS/OFPP a été chargé par le Conseil fédéral d’éclaircir d’ici au 31 décembre 2012, d’entente avec les exploitants d’installations nucléaires, l’IFSN, MétéoSuisse et les cantons, de clarifier les compétences liées à la mise à disposition de matériel et de personnel pour la protection d’urgence, et d’élaborer des propositions visant à remédier à l’insuffisance de personnel et de matériel.

Le rapport IDA NOMEX souligne plus loin qu’au moment d’ordonner des mesures visant à protéger la population lors d’événements combinés, il faut tenir compte non seulement de la radioprotection, mais aussi de l’ensemble des dangers (séisme, inondations et accident dans une centrale nucléaire). Il n’existe à l’heure actuelle aucune base pour l’élaboration de décisions d’une telle complexité (concept de mesures, critères décisionnels et ordre des priorités). Dans ce but, le Conseil fédéral a donc chargé l’Office fédéral de la protection de la population de préparer d’ici au 31 décembre 2013, d’entente avec les services de la Confédération concernés et jusqu’au 31décembre 2013, de jeter les bases pour transformer le concept de mesures à prendre en fonction des doses en un concept de mesures. Ce faisant, il tiendra compte des scénarios applicables en cas d’événement combiné et définis au préalable par l’EMF ABCN avec les départements compétents, des scénarios de référence révisés de l’IFSN et des prescriptions internationales.

Pour traiter ces points de contrôle, l’IFSN demande aux centrales nucléaires suisses de vérifier les facteurs humains et organisationnels de la gestion des situations d’urgence à la lumière d’événements externes extrêmement graves et de leurs combinaisons. Le résultat de cette vérification doit être documenté dans un rapport qui devra identifier et mettre en évidence le potentiel d’amélioration éventuel.

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16. Question de P.F. à l’IFSN : « Dans le concept de situation d’urgence, le personnel des centrales nucléaires pourra-il se déplacer dans les ruines, effectuer des travaux d’urgence dans les ruines et ceci dans un environnement physiquement détruit, p. ex. disparition des routes, absence d’énergie électrique pour la commande des soupapes de sécurité ? (enseignements tirés de Fukushima le premier jour) »

Réponse de l’IFSN : Voir la réponse apportée à la question 15.

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17.  Question de H.K. à l’IFSN : « Combien de personnes font partie de l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) ? Comment s’appellent ces personnes ?  Veuillez, s’il vous plaît, indiquer leurs nom, prénom et adresse. »

Réponse de l’IFSN : A la mi-août 2012, les effectifs de l’IFSN comportaient 144 employés à plein temps. Pour des raisons de protection des données personnelles, seuls les noms des membres de l’encadrement de l’IFSN peuvent être publiés. Ils figurent sur l’organigramme consultable sur le site www.ifsn.ch.

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18. Question de H.K. à l’IFSN : « A l’initiative de qui l’IFSN a-t-elle été créée ? Quelle assemblée (législative ou exécutive) était habilitée à constituer l’IFSN ? Quelles sont les bases légales de l’existence de l’IFSN ? Quelle forme juridique a été donnée à l’IFSN et par qui ? »

Réponse de l’IFSN : L’IFSN est l’organisme qui a pris la suite de la Division principale de la sécurité des installations nucléaires (DSN) qui dépendait de l’Office fédéral de l’énergie. Par la promulgation de la loi sur l’inspection fédérale de la sécurité nucléaire (loi sur l’IFSN), le Conseil national et le Conseil des Etats ont décidé le 22 juin 2007 d’accorder l’autonomie à la Division principale de la sécurité des installations nucléaires (DSN) et de la transformer en un organisme de droit public de la Confédération. Cette décision avait pour objet de satisfaire aux dispositions de la loi fédérale sur l’énergie nucléaire et de l’accord international sur la sécurité nucléaire en ce qui concerne l’indépendance de l’autorité de surveillance. L’activité de l’IFSN est surveillée par un groupe indépendant, le conseil de l’IFSN. Les membres de ce conseil sont nommés par le Conseil fédéral auquel ils rendent directement compte. L’organisation et les fonctions sont décrites dans la loi fédérale sur l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire et dans l’ordonnance sur l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire.

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19. Question de H.K. à l’IFSN : « L’IFSN peut-elle promulguer des décisions à caractère obligatoire ou bien ses compétences se limitent-elles à l’expression de simples recommandations ? »

Réponse de l’IFSN : L’IFSN est habilitée à promulguer des décisions au caractère obligatoire. Selon les dispositions de la loi fédérale sur l’énergie nucléaire, l’IFSN ordonne toutes les mesures nécessaires à la conservation de la sécurité et de la sûreté nucléaire.

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20. Question de H.K. à l’IFSN : « De quels moyens juridiques disposent les victimes de dommages du fait nucléaire pour faire valoir des droits à indemnisation pour des dommages résultant d’éventuelles erreurs d’appréciation de l’IFSN ? En cas de catastrophe, l’IFSN peut-elle être rendue responsable d’erreurs d’appréciation ? »

Réponse de l’IFSN : La loi fédérale sur la responsabilité civile en matière nucléaire règle les responsabilités en cas de dommages nucléaires causés par des installations nucléaires ou par le transport de matières radioactives, ainsi que leur couverture. L’exploitant d’une installation nucléaire répond de manière illimitée des dommages

d’origine nucléaire causés par des substances nucléaires se trouvant dans son installation. Le principe de la canalisation de la responsabilité s’applique, ce qui signifie que le propriétaire de l’installation est seul responsable des dommages causés par l’exploitation d’une installation nucléaire.

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21. Question de H.K. à l’IFSN : « L’IFSN part-elle du principe qu’il convient de prendre en compte un risque résiduel non calculable dans ses recommandations ou décisions ? »

Réponse de l’IFSN : L’IFSN travaille à ce que les exploitants réduisent à leur plus faible expression possible tous les risques envisageables. Toute application est liée à un risque résiduel. L’essentiel est qu’il soit aussi faible que possible.

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22.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Jusqu’à présent, les efforts et encore moins les délais de redéfinition de nouvelles dispositions relatives au risque d’inondation ne sont documentés ni dans le plan d’action, ni ailleurs à l’IFSN. Pourquoi ? »

Réponse de l’IFSN : Du point de vue de l’IFSN, la maîtrise des conséquences de l’inondation des 10 000 ans a été démontrée pour le niveau actuel de la technique. Sur la base de discussions avec des experts externes (dont ceux qui ont émis des critiques à l’attention de l’opinion publique), l’IFSN n’a pas reçu de documents étayés mettant en cause la démonstration apportée ou nécessitant une action d’urgence.

De nouveaux enseignements fondés (découlant par exemple de l’exploitation d’autres événements historiques) ne peuvent émaner que de travaux de recherche approfondis. C’est pourquoi l’IFSN a suscité le lancement d’un tel projet de recherche. Des discussions entre l’OFEV, l’OFEN et MétéoSuisse ont pour objet la définition des exigences spécifiques à un tel projet, voire à une telle étude.  Les résultats concrets seront publiés dès qu’ils seront disponibles.

Diverses analyses sont en cours en ce qui concerne l’inondation hors dimensionnement (c’est-à-dire l’inondation dont les effets vont au-delà de ceux de l’inondation des 10 000 ans). Ceci concerne en particulier l’étude de sensibilité dont la présentation a été demandée pour la fin septembre 2012 et qui se rapporte aux effets d’une obstruction totale. En principe, des mesures de gestion d’accident (Accident Management Mesures) sont déjà prévues pour les incidents sortant du cadre pris en compte pour la conception et le dimensionnement et qui ont pour objet d’éviter un accident grave. Ce qui signifie qu’il existe des réserves de sécurité allant au-delà de la conception formelle.

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23.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Au cas où on procéderait à une nouvelle définition, le peuple suisse devra-t-il attendre encore 14 ans ou plus jusqu’à ce que celle-ci voie le jour (comme la nouvelle définition du risque sismique) ? »

Réponse de l’IFSN : L’état d’avancement de la nouvelle définition du risque sismique demandée par l’IFSN (alors encore la DSN) en 1999 a fait l’objet d’informations régulières de la part de l’IFSN dans son rapport annuel (aujourd’hui rapport de surveillance). En juin 2007, l’IFSN a organisé une conférence de presse et a publié, à cette occasion, une note relative à la nouvelle définition du risque sismique, document qui présentait les mesures prises par l’IFSN.

La Suisse s’est hissée à la position de leader dans le monde entier avec cette étude demandée par l’IFSN sur une nouvelle définition du risque sismique. Les exigences extrêmement sévères imposées par l’IFSN pour cette étude ne permettaient naturellement pas de traiter le dossier dans les délais les plus brefs. La procédure prescrite par l’IFSN exige en effet que chaque question significative fasse l’objet d’une évaluation globale par les experts qualifiés. Cette exigence ne pouvait donc déboucher sur un projet de portée internationale intégrant de longues discussions spécialisées dont le déroulement a aussi provoqué de nouvelles études sur le terrain et des travaux de recherche.

Il est prévu une nouvelle définition du risque d’inondation en coopération avec d‘autres offices fédéraux. Le projet correspondant exigera vraisemblablement également des travaux de recherche approfondis qui nécessiteront en particulier la recherche d’un important volume de données fiables sur les inondations historiques. D’un point de vue actuel, le projet demanderait au moins quatre ans.

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24.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Si une nouvelle définition devait avoir lieu, est-ce que ce serait à nouveau l’organisation lobbyiste pronucléaire Swissnuclear qui déciderait de l’adjudication de ces travaux de recherche ? »

Réponse de l’IFSN : Selon les dispositions de l’art. 22 de la loi sur l’énergie nucléaire, le détenteur de l’autorisation d’exploiter est responsable de la sécurité de l’installation nucléaire et de son exploitation. Il doit notamment procéder, pendant toute la durée de vie de l’installation,  à des  évaluations systématiques de la sécurité et de la sûreté.

Comme la planification de la nouvelle définition du risque de crue majeure n’est pas encore achevée, il n’est à l’heure actuelle pas possible de dire qui endossera la responsabilité du projet.

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25.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi l’IFSN n’étudie-t-elle pas la constatation officielle (3) des Japonais ? »

Réponse de l’IFSN : La constatation 3 des Japonais concerne les rééquipements nécessaires à la garantie d’un refroidissement puissant du réacteur et de l’enceinte de confinement primaire comme dissipateur thermique afin d’éviter un accident de fusion de cœur. La nécessité de tels rééquipements est justifiée par les déficiences mises en évidence lors du déroulement de l’accident de Fukushima, du fait de l’absence de mesures de gestion d’un accident permettant la réalimentation des circuits de refroidissement par des équipements dont disposent les sapeurs-pompiers.

En Suisse, les systèmes de postes de commande de secours ont déjà été équipés en conséquence il y a 20 ans. De tels systèmes n’existaient pas à Fukushima. La Suisse a également prévu dans les mesures de gestion d’un accident un refroidissement alternatif du réacteur et de l’enceinte de confinement comme dissipateur thermique de réacteurs à eau bouillante, voire du générateur de vapeur comme dissipateur thermique de réacteurs à eau sous pression. Ces mesures prévoient l’utilisation d’équipements (p. ex. pompes mobiles entraînées par moteur diesel) du parc de matériel des sapeurs-pompiers du site de la centrale nucléaire ou stockés aussi à présent à l’extérieur dans l’entrepôt de Reitnau. Mais en dehors de cela, l’IFSN a identifié comme enseignement tiré de l’accident de Fukushima la nécessité de procéder à d’autres vérifications sur ce thème (voir en particulier les points de contrôle 3, 12 et 13 du rapport « Enseignements tirés de Fukushima »). Le 5 mai 2011, l’IFSN exigeait déjà de la centrale nucléaire de Mühleberg (soit avant la publication en juin 2011 par le Japon des enseignements tirés de l’accident) de présenter à l’IFSN avant le 31 août 2011 des propositions de mesures de rééquipement d’une alimentation en fluide de refroidissement résistant aux séismes, aux inondations et aux colmatages pour le système de poste de commande de secours.

Comme mentionné dans l’introduction, le refroidissement de l’enceinte de confinement primaire évoqué dans la constatation 3 se rapporte à son utilisation comme dissipateur thermique pour éviter les dommages causés au cœur. L’action du système d’aspersion et de noyage du « drywell » (DSFS) ne sert en revanche qu’à réduire les conséquences d’un endommagement du cœur (et non pas à empêcher la fusion du cœur). Le mode de défaillance de l’enceinte de confinement primaire en cas de surpression importante constitue également une question majeure relative aux conséquences de dommages subis par le cœur. Ainsi, la relation évoquée dans la question 4 entre la constatation 3 et le DSFS, de même que le mode de défaillance de l’enceinte de confinement primaire concernant les fuites de la bride de couvercle, ne se justifie pas du point de vue de l’IFSN.

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26.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Ces mesures (SAM) et les hypothèses (décompression de l’enceinte de confinement par le joint de couvercle) ont-elles été correctement discréditées dans les analyses probabilistes de sécurité propres à la DSN ? »

Réponse de l’IFSN : La décompression par fuite de la bride de couvercle (drywell) n’a jamais et n’est pas utilisée pour la maîtrise d’une défaillance dans les analyses de sécurité probabilistes (ASP). La fuite de la bride de couvercle par le drywell constitue en quelque sorte une défaillance du système de confinement. Les séquences de déroulement d’accident correspondantes doivent être affectées sur la base de la directive IFSN-A05 (publiée en 2009) au risque de rejet total et en fonction de l’évolution de l’accident, également au risque de rejet précoce important.

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27.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi l’IFSN n’étudie-t-elle pas la constatation officielle (9) des Japonais ? »

(La constatation 9 mentionne que les fuites d’hydrogène et l’accumulation de ce gaz explosif mélangé à de l’air dans le bâtiment de réacteur et sa diffusion possible dans d’autres bâtiments ont été négligées.)

Réponse de l’IFSN : Le rapport national adressé à l’UE (point de contrôle 7) mentionne que l’IFSN traite la question. Les travaux correspondants prévus en 2012 sont expliqués dans le « Plan d’action Fukushima 2012 ». D’autres exigences concernant ce point sont prévues.

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28.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « L’IFSN persiste-t-elle à affirmer que < la décompression filtrée est assurée sur les centrales nucléaires suisses > en cas de séisme, et ce, même pour la centrale nucléaire de Mühleberg ? »

Réponse de l’IFSN : Il a été démontré que le système de décompression de l’enceinte de confinement avec son tore externe présentait une résistance suffisante aux séismes. En ce qui concerne les gaines d’amenée d’air à la cheminée, il convient de prendre en compte leur défaillance à la suite d’un séisme de dimensionnement de la sécurité (menace « Intermediate PRP »), mais qui, selon l’IFSN, ne remet pas en cause le fonctionnement de la décompression filtrée de l’enceinte de confinement. Lors de la conception du système, le risque inhérent à la présence d’hydrogène a été pris en compte, mais avec élimination de la présence de sources d’ignition dans le cheminement d’évacuation des gaz entre le tore externe et la cheminée.

L’IFSN considère la menace de la présence d’hydrogène, système de décompression de l’enceinte de confinement compris, comme un point ouvert qu’il convient d’analyser (voir Plan d’action Fukushima 2012 de l’IFSN, point 4.6).

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29.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Les hypothèses intenables des analyses de sécurité probabilistes de la DSN relatives aux effets de la combustion de poches d’hydrogène ont-elles été corrigées ? »

Réponse de l’IFSN : Dans le cadre des exigences évoquées dans la réponse 27, il est prévu d’exiger de la centrale nucléaire de Mühleberg une réévaluation correspondante du risque hydrogène. Des analyses sont en cours à la centrale nucléaire de Mühleberg pour la redéfinition de la résistance aux surpressions du bâtiment de réacteur.

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30.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi l’IFSN n’étudie-t-elle pas la constatation officielle (14) des Japonais ? »

(La constatation 14 mentionne que les instruments de mesure destinés à relever la pression et le niveau d’eau dans le réacteur n’ont pas fonctionné.)

Réponse de l’IFSN :

a)      L’IFSN a procédé à une analyse approfondie des enseignements tirés de l’accident de Fukushima.

b)      La défaillance de l’instrumentation de mesure est essentiellement due à la panne d’alimentation électrique (en fin de compte, il a même fallu recourir à des batteries pour automobiles pour alimenter certains instruments). Le thème de l’alimentation en énergie électrique a été traité de manière détaillée dans le test de résistance de l’UE.

Lors de l’évaluation du test de résistance de l’UE, l’IFSN a constaté que l’alimentation électrique des équipements consommateurs essentiels et critiques du point de vue de la sécurité était assurée dans les centrales nucléaires suisses pour les scénarios analysés de panne de l’alimentation électrique. Même dans le scénario hors accident de dimensionnement avec black-out électrique total sur l’installation, il a été démontré que certains équipements consommateurs sélectionnés seraient alimentés en énergie pendant une durée suffisante.

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31.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « L’instrumentation des centrales nucléaires suisses est-elle supérieure à celle des Japonais ? Pourquoi ? »

Réponse de l’IFSN : Les détails des concepts et des qualifications de l’instrumentation ainsi que des types d’instruments et de convertisseurs de mesure des centrales nucléaires japonaises n’ont pas été publiés.

En principe, la mesure elle-même, dans le cas où elle nécessite une alimentation électrique (on parle alors d’énergie auxiliaire) n’est toutefois disponible qu’aussi longtemps que cette énergie auxiliaire est elle-même disponible (voir question 30). Les batteries d’accumulateurs et les tableaux électriques de distribution de cette énergie auxiliaire sont disposés, contrairement au cas des installations de Fukushima, à des cotes de hauteur élevées ou dans des locaux spécialement protégés et ne sont donc pas menacées entre autres par des événements naturels extrêmes tels que p. ex. les inondations.

L’instrumentation de défaillance dispose de composants indépendants pour la salle de commande principale et pour le(s) poste(s) de commande de secours, ce qui constitue un avantage indéniable supplémentaire par rapport aux installations japonaises. Cet avantage est lié à la présence des bâtiments et systèmes de postes de commande de secours indépendants des centrales nucléaires suisses.

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32.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi le dispositif de mesure du niveau de cuve n’a-t-il toujours pas été installé à la centrale nucléaire de Gösgen ? »

Réponse de l’IFSN : La centrale nucléaire de Gösgen est pourvue d’un dispositif de mesure du niveau de remplissage de la cuve de pression qui repose sur le principe de la mesure différentielle et qui a été conçu pour satisfaire aux exigences de l’exploitation normale et des accidents de dimensionnement. Ce procédé de mesure ne convient pas pour les accidents hors dimensionnement avec endommagement du cœur de réacteur et atteinte de températures élevées, puisqu’il s’agit de cette plage qu’il est nécessaire de surveiller. C’est pourquoi un équipement de mesure résistant aux défaillances graves et qualifié pour la mesure de températures jusqu’à 1000 °C a été installé en 2005. Il procède à la mesure redondante multiple des températures relevées en sortie de cœur, ce qui permet d’obtenir une information fiable sur l’efficacité du caloporteur dans le cœur.

Une étude effectuée en 2003 par l’IFSN s’est penchée sur la pertinence et la faisabilité de mesures de température directes par thermocouples pour les sondes de mesure de niveau de cuve de pression de réacteurs, telles que pratiquées sur les installations des convois de transports allemands. Il s’est toutefois révélé que ces sondes n’étaient ni conçues, ni qualifiées pour les conditions d’environnement régnant dans la cuve de pression d’un réacteur en cas d’accident grave. Elles ne conviennent donc pas pour la mesure du niveau de remplissage dans le domaine hors dimensionnement.

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33.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Les hypothèses de fiabilité admises jusqu’à présent pour l’instrumentation dans les analyses de sécurité probabilistes de la DSN ont-elles été corrigées ? »

Réponse de l’IFSN : Les vérifications objet d‘une analyse de sécurité périodique (ASP) auxquelles procède l’IFSN s’effectuent sur la base des spécifications de la directive IFSN-A05. Par conséquent, les instruments en panne ou fournissant des indications erronées doivent être pris en compte comme conséquence possible d’événements internes intersystèmes ou externes (voir A05, chap. 4.3.3, alinéa a).

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34.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi l’IFSN n’a-t-elle pas étudié la disponibilité du personnel qualifié, alors que les événements de Fukushima ont montré l’importance de ces questions ? »

Réponse de l’IFSN : Compte tenu de l’importance des paramètres de sécurité technique à préserver après un séisme dans les limites de sécurité, tous les éléments du bâtiment d’exploitation étaient jusqu’à présent conçus pour satisfaire à la classe BK II de la classification (BK) applicable aux structures de génie civil et aux bâtiments. Le principe qui prévalait prévoyait que le séisme de dimensionnement devait être maîtrisé par le système de poste de commande de secours SUSAN. On était alors parti du principe qu’au plus tard 10 heures après l’événement, du personnel serait disponible sur le site pour prendre les mesures nécessaires à la poursuite de la maîtrise de l’accident (comme le remplissage du réservoir alimentaire quotidien SUSAN à partir du réservoir de stockage SUSAN).

Indépendamment de cette classification, la centrale nucléaire de Mühleberg a aussi déterminé la résistance aux séismes du bâtiment d’exploitation en mars 2012. Pour la partie significative du bâtiment d’exploitation avec la salle de commande, la centrale nucléaire de Mühleberg fait mention d’une résistance aux séismes sous la forme d’un HCLPF = 0.32 g sur la base du risque « Intermediate PRP » d’un PGA = 0.24 g, intensité à partir de laquelle il peut se produire des destructions aux bâtiments pouvant entraîner des blessures pour le personnel d’exploitation. De plus, après un séisme dans les limites de sécurité, le personnel d’exploitation de la salle de commande reste disponible pendant plus de 10 heures pour la maîtrise d’une défaillance.

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35.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi l’IFSN ignore-t-elle ce risque (malgré les avis qui lui ont été adressés) ? »

(La question concerne le bâtiment de traitement de la centrale nucléaire de Mühleberg.)

Réponse de l’IFSN : Du fait de leur importance pour la sécurité technique, les bâtiments de la centrale nucléaire de Mühleberg ont fait l’objet d’un classement en matière de garantie des objectifs de la protection en cas de séismes. Le bâtiment de traitement appartient donc, selon le rapport de sécurité actuel, aux bâtiments classés BK II. La résistance parasismique du bâtiment de traitement a donc été démontrée pour un séisme dit d’exploitation. Dans le cas d’un séisme dans les limites de sécurité, on doit en revanche partir du principe de l’endommagement de la structure porteuse de ce bâtiment de traitement.

Du fait de la séparation constructive du point de liaison entre les deux bâtiments voisins, il peut être exclu que la structure du bâtiment de réacteur subisse des dommages significatifs, même dans le cas de la défaillance totale du bâtiment de traitement avec effondrement consécutif du pont de liaison. La structure de béton du bâtiment de réacteur reste intacte, même du point de vue de son étanchéité.

Il n’y a donc pas lieu d’imputer un rejet de substances radioactives dans le bâtiment de réacteur du fait d’une rupture provoquée par une secousse sismique. Dans le cadre des mesures de rééquipement du système de poste de secours SUSAN, il a pu être renoncé à la garantie de l’intégrité de l’enceinte de confinement secondaire après un séisme dans les limites de sécurité, dans la mesure où toutes les conduites et tous les composants significatifs résistent aux contraintes mécaniques du séisme de référence et qu’une rupture du fait de la secousse sismique peut être exclue. Ces affirmations restent toujours valables aujourd’hui d’après la démonstration actuelle.

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36.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Par une telle dissimulation, les FMB ne se rendent-elles pas coupables d’une violation de leurs obligations comme exploitant en vertu des dispositions des art. 22 et 28 de la loi fédérale sur l’énergie nucléaire ? »

Réponse de l’IFSN : Non. Voir réponse 35.

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37.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi l’IFSN couvre-t-elle de telles dissimulations évidentes ? »

Réponse de l’IFSN : De l’avis de l’IFSN, la centrale nucléaire de Mühleberg a correctement indiqué la résistance parasismique du système de mise à l’arrêt 1. Ceci a aussi été confirmé par les données actuelles relatives à la résistance parasismique de la halle des pompes et de la halle des machines. (voir indications relatives à la question 36).

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38.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi l’IFSN a-t-elle admis que les exploitants n’ont vérifié que des < scénarios de beau temps > pour les tests essentiels ? »

Réponse de l’IFSN : Les scénarios à analyser ont été prescrits par l’ENSREG (organisation de l’ensemble des autorités de surveillance européennes) pour l’ensemble des exploitants et autorités de surveillance d’Europe et ont été identiques pour tous les participants.

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39.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Pourquoi la recommandation de la CSN relative au dégagement rapide d’hydrogène n’a-t-elle pas encore été prise en compte ? »

Réponse de l’IFSN : Voir la réponse apportée à la question 13.

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40.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « L’IFSN considère-t-elle comme pertinente la directive R-040 sur la décompression filtrée de l’enceinte de confinement qui ne prévoit comme référence qu’un volume de soufflage limité à 1 % de la puissance du réacteur, compte tenu de la production très rapide d’hydrogène en cas d’accident grave ? »

Réponse de l’IFSN : La directive CSN-R-40 fait état des bases de dimensionnement pour la valeur indicative d’un volume de soufflage de 1 %. L’IFSN n’a tiré des analyses effectuées jusqu’à présent sur les accidents hors dimensionnement aucun critère imposant actuellement la révision de la directive et donc la nécessité de rééquipement des systèmes de décompression des enceintes de confinement des centrales nucléaires suisses.

Un groupe de travail international vient d’être mis sur pied dans le cadre de l’OCDE-NEA sur le thème de la décompression filtrée de l’enceinte de confinement ; il comprend également des représentants de l’IFSN et de l’Institut Paul Scherrer (PSI). Le groupe de travail doit étudier les bases de dimensionnement des systèmes de décompression filtrée des enceintes de confinement de centrales nucléaires. L’IFSN décidera alors si les résultats des activités de ce groupe de travail nécessitent une révision de la directive.

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41.  Question de Greenpeace à l’IFSN : « Scénarios de rejets pour la réévaluation de la planification de situation d’urgence (IDA-NOMEX) : selon quelles méthodes l’IFSN procède-t-elle ? »

Réponse de l’IFSN : Pour son évaluation des scénarios de rejet pour la protection de la population en cas de situation d’urgence, l’IFSN se fonde sur les analyses de sécurité probabilistes des exploitants de centrales nucléaires. Celles-ci prennent en compte des événements déclencheurs internes et externes, entre autres le spectre complet des séismes possibles sur le site de la centrale. Les accidents à prendre désormais en compte pour la prévention de situations d’urgence avec rejets de substances radioactives doivent se fonder sur des hypothèses réalistes. On procède également à l’examen des enseignements tirés de l’accident de Fukushima et de leur applicabilité à la Suisse en matière de scénarios de rejets radioactifs. La vérification des scénarios de rejets radioactifs comme moyen de planification s’effectue, conformément au mandat du Conseil fédéral, en collaboration avec le DDPS/OFPP et les cantons. L’IFSN se réfère en matière d’évaluation et de planification de la prévention des situations d’urgence aux instructions de l’AIEA et de la CIPR.