Synthèse de la révision décennale de Belgoprocess, site 1
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1. Introduction
Ce document est la synthèse concise de la révision décennale du site 1 de Belgoprocess. Son but consiste à synthétiser clairement le contexte réglementaire, l'objectif, la méthodologie et les résultats de la révision décennale.
Retour en haut de page2. Contexte réglementaire
En tant qu'exploitant nucléaire, Belgoprocess N.V. doit posséder les autorisations nécessaires pour exploiter ses installations. Elle dispose donc d'une autorisation d'exploitation du site 1 (situé sur la commune de Dessel). Cette autorisation comporte la condition pour Belgoprocess et son organisme de contrôle Bel V d'évaluer tous les dix ans au moins la sûreté des installations sur le site 1. Cette évaluation de la sûreté est appelée “révision décennale (RD)”.
Une révision décennale poursuit les objectifs suivants :
- Vérifier si l'installation présente un niveau de sûreté identique voire supérieur à celui de la situation initiale ou de la RD précédente ;
- Démontrer que les équipements actuels suffisent à assurer l'exploitation en toute sûreté des installations au cours des dix prochaines années ;
- Montrer que les installations sont conformes aux bonnes pratiques nationales et internationales.
3. Belgoprocess site 1
Le site 1, établi sur environ 55 ha dans la commune de Dessel, fut construit sur le site de l'ancienne société Eurochemic. Cette installation pilote de retraitement avait été créée en 1957 par un consortium composé de 13 Etats membres de l'OCDE et de partenaires privés. Eurochemic poursuivait deux missions : la construction et l'exploitation d'une usine expérimentale de retraitement destinée au recyclage du combustible nucléaire usé et la recherche scientifique de nouvelles méthodes de retraitement. La construction de l'installation débuta en 1960 et sa mise en service suivit en 1966. Lors de sa mise en service en 1966, 378 personnes de 13 nationalités différentes y travaillaient. Depuis son lancement en 1966 jusqu'à la fin de ses activités de retraitement en 1975, Eurochemic a traité un total de 180 tonnes d'éléments de combustible, ce qui permit d'extraire 680 kg de plutonium. Simultanément, 30,5 tonnes d'uranium hautement enrichi, en provenance des réacteurs expérimentaux européens, furent traitées, ce qui permit de récupérer 1350 kg d'uranium hautement enrichi.
Suite à l'arrêt de ses activités en 1975, l'installation fut intensivement décontaminée et mise en stand-by opérationnel. En parallèle, d'autres installations furent construites pour le traitement et le stockage des déchets produits. Le site fut transféré à l'Etat belge et, en 1984, au tout jeune Belgoprocess dans le but initial de poursuivre les activités de retraitement. En 1985, le retraitement fut abandonné et Belgoprocess fut repris par l'ONDRAF, l'organisme national des déchets radioactifs et des matières fissiles enrichies. Le démantèlement des installations commença alors et Belgoprocess se lança dans le traitement des déchets nucléaires.
Les principales installations du site 1 sont les suivantes :
- Cilva (137X) : incinération et supercompaction de déchets de faible activité
- Pamela (131X) : traitement de déchets alpha et de déchets de moyenne activité
- Bâtiment 110Z : traitement de déchets alpha
- Bâtiment 108X : traitement d'eaux usées de faible et moyenne activité
- Eurobitum (126Y) : conditionnement de déchets liquides de moyenne activité
- Bâtiments 136X, 129X, 156X : stockage de déchets de haute activité / combustible usé
- Bâtiments 105X, 121X, 122X, 124X : stockage de déchets liquides de haute et moyenne activité
- Bâtiments 150X, 151X, 155X : stockage de déchets conditionnés de faible activité
- Bâtiments 125X, 127X : stockage de déchets de moyenne activité
Cellule de traitement Pamela (131X) |
Pamela (131X) : supercompacteur |
Bâtiment 127X : stockage de déchets de moyenne activité |
Bâtiment 136X : stockage de déchets vitrifiés de haute activité |
4. Méthodologie
L'évaluation porte non seulement sur les installations et sur les équipements auxiliaires, mais également sur plusieurs thèmes de sûreté généraux qui sont communs à toutes les installations.
13 thèmes généraux ont été définis allant des moyens humains nécessaires à l'exploitation, du plan d'urgence, de la radioprotection ou de la protection anti-feu aux risques externes.
Toutes les installations du site 1, à l'exception des installations pour lesquelles une autorisation de démantèlement a été obtenue, ont fait l'objet d'un examen approfondi. Les installations en cours de démantèlement font l'objet d'un suivi individuel quinquennal.
4.1 Définition des objectifs et de la méthodologie.
Lors de l'examen des 13 thèmes de sûreté généraux, une réponse a été formulée aux questions suivantes :
- quelle est la situation actuelle ?
- que peut-on raisonnablement en attendre, compte tenu de la législation, des normes et des possibilités techniques actuelles ?
- quelles actions complémentaires sont nécessaires, compte tenu de l'utilisation actuelle et future du site ?
Les risques suivants ont été considérés pour chacune des 24 installations :
- incendie
- explosion interne
- perte de confinement suite à une panne de ventilation
- risque d'inondation (causées par des fuites internes)
- risque de propagation de la contamination dans l'environnement
- chute d'objets
- vieillissement
- environnement
- risques d'exploitation
- risques chimiques
- criticité (déclenchement d'une réaction nucléaire en chaîne incontrôlée)
- asphyxie
- politique générale de sûreté & circuits de sauvegarde
Pour chaque risque, la vérification portait sur sa présence intrinsèque et sur l'existence de mesures de protection suffisantes visant à limiter les risques.
Les équipements auxiliaires (7) ont également été évalués de manière similaire en tenant compte des utilisateurs critiques de ces équipements auxiliaires.
Une fiche détaillée a été établie pour les thèmes généraux, pour les installations et pour les équipements auxiliaires. Le contenu de ces fiches est le même pour tous les thèmes et comprend les points suivants :
- Préoccupation de sûreté
La préoccupation de sûreté établit le lien entre le thème considéré et la notion de ‘sûreté'.
Pour les ‘installations', la place de chaque installation au sein de l'ensemble du site 1 est évaluée dans une perspective de sûreté. - Situation préalable à l'évaluation
Ce paragraphe décrit la situation actuelle. En ce qui concerne les installations et les équipements auxiliaires, ce paragraphe vérifie également la présence intrinsèque des risques à analyser. - Objectif
- Méthodologie / Actions
Le point 'Méthodologie / Actions' décrit la manière de répondre à l'objectif. Si des actions sont nécessaires pour atteindre l'objectif, ces actions sont définies. - Résultats des études
- Conclusions
5. Synthèse des résultats
Les installations satisfont globalement aux conditions posées. Seuls quelques légers écarts ont été constatés.
L'évaluation a également tenu compte de l'affectation future des installations. Ainsi, aucune action importante n'a été prévue pour certaines installations alors que, selon les normes actuelles, leur état est susceptible d'être amélioré. Il s'agit d'installations qui ne seront presque plus utilisées dans leur fonction actuelle ou qui recevront une autre affectation lorsque les déchets qui y sont entreposés auront été traités ou évacués.
Au total, 36 actions ont été définies.
Une priorité a été déterminée pour chaque action définie.
Actions prioritaires en rapport avec les thèmes de sûreté généraux :
- Plan d'urgence : des actions ont été définies en ce qui concerne l'actualisation des plans d'intervention et l'inventaire des termes sources.
- Plan d'urgence : mise sur pied d'un système plus efficace pour le suivi de la formation des personnes qui interviennent au niveau du plan d'urgence.
- Gestion de l'expérience : de nombreuses données d'expériences sont disponibles. Une analyse plus approfondie de ces données s'impose pour détecter les causes systématiques sous-jacentes.
- Risques externes : vérifier le respect de la distance de sécurité (incendie) pour tous les bâtiments du site.
- Démantèlement : Etablir une approche commune à toute l'entreprise pour la gestion des données pertinentes relatives à l'installation et à l'exploitation.
- Démantèlement :, adapter la procédure de transition exploitation - standby en attendant le démantèlement.
Actions prioritaires en rapport avec les installations de stockage et de traitement des déchets radioactifs :
- Optimisation du degré de ventilation en fonction de l'humidité ambiante et des éventuelles concentrations d'hydrogène sur base de mesures (bâtiment 150X). Cette action a été clôturée en mi-2010.
- Etablissement d'un programme de suivi périodique des fûts témoins (bâtiment 151X).
- Evaluation et suivi des concentrations de radon dans le lieu de stockage (151X).
- Mise en place d'un programme préventif de contrôle et d'entretien pour garder opérationnels les équipements de sauvegarde (bâtiments 105X, 122X et 121X).
Actions prioritaires en rapport avec les équipements auxiliaires :
- Mise en place d'un programme d'inspection et d'entretien des conduites souterraines à la cheminée.
- Evaluation du système d'échantillonnage de l'air de la cheminée centrale
- Evaluation de la nécessité d'installer un système de détection incendie dans le local à vapeur. Cette action a été clôturée en mi-2010.
- Un examen ou un back-up de l'approvisionnement en eau par des pompes souterraines est nécessaire pour déterminer le nombre de pompes qui doivent rester en service. Cette action a été clôturée en mi-2010.
- Répertorier les conduites en service et préciser leur état physique. Vérifier si le programme actuel de contrôle et d'inspection des conduites souterraines et en surface est approprié.
- Inventorier et évaluer les alarmes en place sur le site 1 et mettre sur pied un programme de test périodique des alarmes.
En mi-2010, 6 actions ont été clôturées en concertation avec Bel V. Dix autres actions seront bientôt clôturées : celles-ci ont déjà été exécutées, mais les documents doivent encore être adaptés et/ou les évaluations sont encore à effectuer. Il est prévu que vers fin 2011, toutes les actions seront clôturées, à l'exception de 4 actions, qui ont une échéance plus longue.
6. Suivi
La RD a été remise à l'AFCN en été 2008.
Les actions définies ont été planifiées et font l'objet d'un suivi qui fera l'objet de rapports réguliers aux autorités. Un état des lieux a été fait en juin 2010 et les fiches détaillées ont été complétées par rapport à l'état des lieux actuel.
La prochaine RD sera remise à l'AFCN en 2018.
7. Conclusion
Globalement, les installations du site 1 satisfont aux conditions posées en ce qui concerne leur état et leur fonctionnement. Lorsque des adaptations ou des améliorations étaient jugées nécessaires, des actions adéquates ont été définies.
Dans le cas de certaines installations, plus aucune action (importante) n'a été définie. Leur situation actuelle est acceptable jusqu'à ce que les déchets qui y sont stockés soient traités ou évacués. Ces installations seront ensuite réaffectées ou démantelées.
L'ensemble des améliorations apportées en matière de sûreté et le processus d'amélioration continue maintiendront la sûreté de l'installation à un niveau suffisant pour garantir son exploitation en toute sûreté jusqu'à la prochaine RD au moins et, par corollaire, pour protéger la population, les travailleurs et l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants.
| Dernière mise à jour |
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| 23/12/2010 - 10:00 |
