Le contrôle de la sûreté et de la sécurité des installations nucléaires (conclusions du rapporteur)

LE CONTRÔLE DE LA SÛRETÉ ET DE LA SÉCURITÉ DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES

BIRRAUX (Claude), Député ; LE DRÉAUT (Jean-Yves), Président ; REVOL (Henri), Vice-Président

RAPPORT 484 (97-98), Tome 1 - OFFICE PARLEMENTAIRE D'EVALUATION DES CHOIX SCIENTIFIQUES ET TECHNOLOGIQUES

Table des matières

N° 971 N° 484

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ASSEMBLÉE NATIONALE SÉNAT

CONSTITUTION DU 4 OCTOBRE 1958

ONZIÈME LÉGISLATURE SESSION ORDINAIRE DE 1997-1998

Enregistré à la Présidence de l'Assemblée nationale Annexe au procès-verbal de la éance du 9 juin 1998

le 9 juin 1998

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OFFICE PARLEMENTAIRE D'ÉVALUATION

DES CHOIX SCIENTIFIQUES ET TECHNOLOGIQUES

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RAPPORT

sur

LE CONTRÔLE DE LA SÛRETÉ ET DE LA SÉCURITÉ

DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES

Première partie :
Le projet de réacteur nucléaire franco-allemand

par

M. Claude BIRRAUX,

Député

Tome I : Conclusions du rapporteur

__________ __________



Déposé sur le Bureau de l'Assemblée nationale Déposé sur le Bureau du Sénat

par M. Jean-Yves LE DÉAUT, par M. Henri REVOL,

Président de l'Office. Vice-Président de l'Office.

Énergie et carburants

Entre imagination et réalisation

il est chez l'homme un espace qui ne peut être franchi que par son ardeur.

K. GIBRAN

Le Sable et l'Ecume

INTRODUCTION

J'ai, depuis 1990, eu l'occasion de présenter sept rapports sur la sûreté nucléaire. Ce travail considérable, qui représente 13 volumes et 4 237 pages, doit, me semble-t-il, faire l'objet d'une évaluation.

Ou, plus exactement, les 118 recommandations qu'il contient et qui touchent pratiquement à tous les aspects de la sûreté des installations nucléaires.

Plus qu'un bilan, il me paraît utile, à un moment charnière pour l'industrie nucléaire française, de vous livrer une synthèse de ce travail qui vous permette également de mesurer l'action et l'efficacité de l'Office dans un domaine aussi vital que la sûreté nucléaire.

J'ai beaucoup appris du dialogue qui s'est noué avec les divers intervenants du secteur qui ont dû expliquer et justifier leur action ou ... leur inaction.

J'ai adressé, pour ce faire, aux principaux intervenants du secteur nucléaire un questionnaire qui ne faisait que reprendre, sans les commenter, les propositions formulées. Mais le travail qui vous est proposé va au-delà de la réalisation d'un tableau synoptique.

La démarche proposée est plus ambitieuse qu'il n'y paraît. A partir de l'analyse des recommandations précédemment formulées, nous voyons apparaître les "points noirs" de la sûreté nucléaire ainsi que les principaux facteurs d'immobilisme.

L'ampleur du travail entrepris permet aujourd'hui d'établir ce bilan. Il me paraît important également que les principaux acteurs du secteur perçoivent notre volonté d'assurer un suivi particulièrement attentif des questions de sûreté nucléaire.

Ces renseignements seront précieux pour les décideurs, autorités politiques comme exploitants.

Si le contrôle constitue l'une des vocations premières de l'OPECST, ce dernier se doit également d'éclairer en amont les décisions des responsables politiques.

Cela est particulièrement vrai pour le Réacteur Européen à Eau Pressurisé, plus connu sous l'abréviation anglaise de « EPR ».

Cette question est relativement urgente car d'ici à deux ans devra intervenir la décision de réaliser un prototype (ou une tête de série ?). Près d'un milliard de francs a été dès à présent engagé sur les études de faisabilité de ce projet ; je ne voudrais pas que les décideurs politiques se trouvent placés dans une situation où il leur serait expliqué que, du fait de l'importance des sommes déjà engagées dans le projet, il serait irresponsable de ne pas le poursuivre.

Le réacteur européen à eau pressurisé (EPR) est présenté par ses initiateurs comme le prototype de la prochaine génération de réacteurs nucléaires. De ce fait, et quelle que soit l'opinion que nous pouvons avoir sur l'énergie nucléaire, l'importance de ce projet est évidente.

Le Bureau de l'Assemblée nationale, sur la requête de M. Laurent Fabius, Président du Groupe socialiste, conscient de la difficulté de ce dossier, avait saisi l'Office le 27 mars 1997 en « recommandant que, dans un premier temps, cette question soit examinée dans le cadre du rapport périodique consacré (...) à la sûreté des installations nucléaires ».

Cette demande a été réitérée par le Bureau de l'Assemblée nationale le 24 septembre 1997.

En effet, EDF met en service actuellement, sur ses dernières centrales nucléaires, des réacteurs de type N4 d'une puissance de 1 450 mégawatts issus de la technologie américaine, aujourd'hui francisée, qui constituent l'extrapolation des réacteurs de 900 mégawatts ; l'accroissement de leur taille s'est accompagné d'une amélioration de leurs performances et de leur sécurité. L'exploitant souhaite promouvoir, dans la perspective du renouvellement de son parc, une nouvelle génération de réacteurs nucléaires.

S'il est difficile de donner une date à laquelle devront être remplacées les centrales nucléaires construites à partir de 1977, nous pouvons penser que les échéances se situeront à partir de 2010. Il est malaisé de donner une date car les centrales ont été construites sur la base d'une durée de vie de vingt-cinq ans, mais il semblerait que celle-ci puisse être portée à quarante ans. En examinant le projet "EPR", j'essayerai, bien sûr, de répondre à cette question.

Dans la perspective du renouvellement du parc EDF, les constructeurs ont lancé depuis 1989 les premières études d'un nouveau réacteur nucléaire. Or, le problème de l'engagement de la réalisation d'un prototype (ou d'une tête de série ?) va se poser à terme rapproché, dans la mesure où les études d'optimisation sont en cours d'achèvement.

Il est important que, dès l'origine du projet, le législateur puisse formuler ses exigences en matière de sûreté.

Le rapport qui vous est présenté soulève des questions importantes :

L'objectif de prévention des accidents les plus graves, en particulier la fusion du coeur (le "syndrome chinois"), au moyen d'un récupérateur de corium sera-t-il atteint ?

La protection contre la chute d'avion militaire lourd pourra-t-elle être effective ?

En sens inverse, les options techniques retenues telles que la mise en oeuvre d'un réacteur comportant 241 assemblages (barres de combustibles), contre 205 pour le réacteur N4, ou l'allongement des campagnes (périodes entre lesquelles il est procédé au renouvellement du combustible), portées à 22 mois, ne risquent-elles pas de poser des problèmes de sûreté inédits ?

Il en est de même pour le taux d'irradiation plus élevé qui, s'il favorise l'allongement du cycle, peut soulever d'autres problèmes, par exemple celui de la résistance des matériaux.

Le combustible de ces réacteurs sera-t-il entièrement composé de MOX ? Si cela était le cas, quelles en seraient les conséquences sur la politique de gestion du plutonium ?

Faut-il poursuivre la course à la puissance des réacteurs ? Quelles peuvent en être les conséquences en matière de sûreté ou d'exportation ?

D'autre part, nous pouvons nous demander si les nouvelles règles de construction de l'EPR ne vont pas conduire à l'édiction de normes renforcées pour les nouvelles centrales (par exemple le renforcement de 50 cm de la coque en béton du réacteur pour faire face à la chute d'un avion militaire lourd).

Enfin, à l'heure où la question de la compétitivité de l'énergie nucléaire est posée, il est intéressant d'essayer d'évaluer la compétitivité de l'EPR en intégrant, en particulier, les perpectives d'amélioration de la sûreté qu'offrent les nouvelles technologies.

Si la phase d'étude initiale du projet est revenue à 375 millions de francs, la seconde phase (projet de base) a coûté 750 millions de francs et la construction d'un prototype se chiffrera au minimum à une quinzaine de milliards de francs.

Ces perspectives rendent plus nécessaire que jamais l'intervention de l'Office sur un dossier où les enjeux économiques sont excessivement importants ; par exemple, le report d'un an du renouvellement d'une tranche de 900 mégawatts représente, pour EDF, une économie de 700 millions de francs.

Les réponses aux questions que je viens de poser conditionnent l'attitude des pouvoirs publics, mais également l'avenir de toute l'industrie électronucléaire française.

Aussi, par souci pédagogique, j'ai choisi de scinder en deux parties la présentation de mon rapport : la première (présentée au mois de mai 1998) est consacrée à l'analyse du projet EPR, la seconde (qui devrait être publiée au mois de novembre 1998) réalisera la synthèse des sept rapports précédents afin d'en dégager un bilan et de tracer des perspectives.

TITRE I

UN PROJET TROP RAISONNABLE ?

Le projet de réacteur nucléaire franco-allemand à eau pressurisée (EPR) a pour ambition de constituer la génération qui remplacera les actuels réacteurs nucléaires lorsqu'ils arriveront au terme de leur vie.

Il constitue un volet particulièrement important de la coopération franco-allemande (chapitre I), qui supporte la comparaison avec les projets étrangers équivalents (chapitre II).

Chapitre I
Le projet "EPR" et la coopération franco-allemande

La volonté politique de développer les coopérations entre la France et l'Allemagne a conduit, tout naturellement, les responsables de nos deux pays à souhaiter la mise en oeuvre d'une collaboration plus étroite dans le domaine de la construction des centrales électronucléaires.

Avant d'analyser dans le détail les avancées scientifiques et technologiques du projet de nouvelle génération de réacteur nucléaire franco-allemand, il m'a paru utile de vous livrer une description détaillée de la coopération franco-allemande dans ses trois aspects : industriel, de recherche et de sûreté, ainsi, bien entendu, que les grands axes du projet.

I La coopération des industriels

La pression politique qui s'est développée à partir de 1985, alliée à un marché de la construction des réacteurs nucléaires de plus en plus difficile, a conduit à la création par Framatome et Siemens, en avril 1989, d'une entreprise commune, dénommée " NPI " (Nuclear Power International), ayant pour objet la mise en commun des compétences de ces deux fabricants dans le domaine de la construction des réacteurs nucléaires civils. Cet accord a été conclu dans une perspective d'exportation, chaque industriel restant maître de son marché domestique. Le projet a été baptisé " European Pressurized Water Reactor " (EPR) lorsque les électriciens français et allemands ont décidé de lui apporter leur concours, en 1992.

A) Une coopération rendue nécessaire par les difficultés du marché

Le ralentissement des programmes nucléaires dans la plupart des pays ^{1( * )} a exacerbé la concurrence entre les entreprises sur les rares projets de centrales dans les pays ouverts aux importations. Il a rendu d'autant plus souhaitable la consolidation de l'industrie européenne, qui doit faire face aux grands groupes américains et à leurs alliés nippons.

Par exemple, en Chine, lors de la négociation pour la construction de la centrale de Daya-Bay, KWU (qui ne sera intégrée dans Siemens qu'en 1988) était le principal concurrent de Framatome, alors que Westinghouse se montrait également très actif, bien que les autorités chinoises manifestent une certaine méfiance à l'égard des fournisseurs américains, compte tenu du fort lien existant aux Etats-Unis entre la politique et les autorisations d'exportation (sur ce dernier point, les données du problème viennent de changer à l'occasion de la visite officielle du Premier Ministre chinois aux Etats-Unis).

La négociation des contrats principaux de la centrale de Daya-Bay s'est achevée le 22 décembre 1985 ; la première réunion entre Framatome et KWU, au cours de laquelle a été évoquée une possible coopération à l'exportation, a eu lieu à la mi-janvier 1986.

Le contre choc pétrolier (janvier 1986) et l'accident de Tchernobyl le 26 avril 1986 ont encore éloigné la perspective d'une reprise du marché des centrales nucléaires.

En juin 1986, Framatome et KWU ont engagé des négociations en vue d'établir une coopération pour le développement, la commercialisation et la fourniture des îlots nucléaires des réacteurs à eau sous pression des centrales nucléaires de 600 MW de puissance unitaire, niveau de puissance pour lequel ni Framatome ni Siemens ne disposaient de modèle de référence alors qu'il semblait qu'un marché puisse exister dans les pays en voie de développement, point de vue encore défendu récemment par l'Union Européenne.

En février 1987, Framatome et KWU ont annoncé officiellement qu'ils étudiaient, à la demande du gouvernement indonésien, une coopération pour la fourniture de centrales nucléaires de 600 MWe. Cependant, les équipes de Framatome et KWU se sont vite rendu compte qu'il était très difficile d'établir un projet compétitif avec les centrales à charbon pour des centrales nucléaires d'une puissance unitaire relativement faible, d'autant que le charbon semble devoir rester durablement bon marché.

En juin 1987, Framatome et KWU ont conclu un accord de principe pour l'étude d'une coopération pour le développement, la commercialisation et la fourniture dans les pays tiers des îlots nucléaires avec des réacteurs à eau sous pression (REP) pour des centrales de la classe de 1000 MWe. Les dispositions essentielles qui seront incluses dans l'accord de coopération du 13 avril 1989 figurent en filigrane dans cet accord de principe.

L'annonce, au cours de l'été 1987, de la fusion entre Asea (société suédoise) et BBC (société suisse), toutes les deux importants fournisseurs de centrales, afin de constituer ABB, confirme la tendance mondiale à la concentration de cette industrie. Cette fusion sera suivie, à la fin de 1988, par la fusion entre GEC et Alsthom ainsi qu'à la fin de 1989 par le rachat de Combustion Engineering (société américaine) par ABB.

Jusqu'au début de 1988, de très nombreuses discussions techniques ont eu lieu, mais Framatome et KWU ont rencontré une très grande difficulté pour progresser sans être préalablement engagés par un accord de coopération définitif, chaque partie ayant peur de prendre des décisions susceptibles de donner un avantage à l'autre partie, dans le cas où la coopération ne serait pas poursuivie. Ce climat de méfiance qui a présidé à l'élaboration de ce projet est extrêmement saisissant ; il semblait s'être atténué mais la conclusion récente d'un accord entre Siemens et le britannique BNFL vient de le réactiver.

B) La genèse du projet EPR

A partir du deuxième trimestre 1988, les discussions ont porté principalement sur la mise au point de l'accord de coopération. Elles ont abouti le 13 avril 1989 à la signature de l'accord de coopération entre Framatome et Siemens et à la création d'une compagnie commune.

L'objet principal de cette coopération est double :

• le développement d'un îlot nucléaire de technologie commune, le "Produit Commun", en relation avec les producteurs d'électricité et les autorités de sûreté françaises et allemandes,

• la commercialisation et la réalisation des îlots nucléaires sur le marché international, sous la direction de NPI, avec un partage équilibré des fournitures entre Framatome et Siemens, tant pour les îlots de technologie commune que pour ceux relevant de la technologie d'origine de l'un des partenaires.

J'ai résumé les termes de cet accord de coopération dans le rapport d'information n° 3246, relatif au projet de rapprochement entre Framatome et GEC-Alsthom, que j'ai présenté au nom de la Commission de la Production et des Echanges de l'Assemblée nationale.

Dès le mois de juin 1989, les gouvernements allemand et français ont, par une déclaration commune, exprimé leur soutien à la coopération engagée par Framatome et Siemens, et annoncé leur décision d'instaurer un groupe de travail au niveau des autorités de sûreté de chaque pays afin d'étudier les options de sûreté du projet de réacteur commun, qui repose sur le retour d'expérience des centrales allemandes et françaises construites par Siemens (KWU) et par Framatome. Elles totalisaient ensemble, en 1995, 1 000 années d'expérience de fonctionnement de réacteurs à eau sous pression.

Ce projet a pour objet de développer une technologie franco-allemande de réacteurs nucléaires à eau sous pression pour les besoins des deux pays, en priorité, puis pour l'ensemble des producteurs mondiaux d'électricité concernés par le nucléaire. Ce nouveau réacteur, dont la puissance unitaire devait initialement s'élever à 1 450 MWe, devrait se différencier des modèles actuellement en fonctionnement de chaque côté du Rhin par l'introduction des avancées technologiques les plus récentes, notamment en matière de sûreté, thème de ce rapport.

Parallèlement, cette nouvelle génération de réacteurs nucléaires ambitionne de générer une baisse des coûts d'exploitation des centrales électronucléaires pour les électriciens, qui est l'un des objectifs premiers du projet, une condition importante de sa concrétisation étant que l'EPR reste compétitif par rapport aux réacteurs nucléaires d'aujourd'hui et aux autres sources d'énergie fossile .

C) Les acteurs du projet

Le 23 février 1995, EDF et 9 électriciens allemands ^{2( * )} ont passé commande à NPI, Framatome et Siemens/KWU des études d'ingénierie nécessaires à la réalisation de l'avant-projet détaillé, dit "basic design", qui concerne l'îlot nucléaire de la centrale.

Pour la France, l'EPR constitue l'îlot nucléaire du projet REP 2000 , palier de centrales nucléaires destinées à succéder aux réacteurs de type N4, modèle le plus récent. Il a vocation à remplacer les centrales françaises les plus anciennes aux environs de 2015, dans l'hypothèse, bien entendu, où l'énergie nucléaire demeurerait le mode de production dominant, débat qui n'est pas l'objet de ce rapport.

En Allemagne comme en France, le nombre de centrales en fonctionnement est actuellement excédentaire par rapport aux besoins. Mais les exploitants, qui considèrent indispensable de maintenir l'option nucléaire, ont décidé d'apporter leur support financier au développement de l'EPR. Leur attitude rejoint d'ailleurs celle de l'actuel Gouvernement français, qui affirme la nécessité de garder sa liberté de choix dans le domaine de la politique énergétique.

Si les accords qui ont été conclus organisent les études et la vente à l'exportation de ce nouveau type de réacteurs, ils sont muets sur l'éventuelle construction d'une tête de série en France ou en Allemagne, laquelle ne sera possible que si sa compétitivité se confirme et si la situation politique permet d'envisager la construction d'une centrale électronucléaire dans l'un ou l'autre des pays promoteurs.

Pendant les premières années qui ont suivi le démarrage du développement du Produit Commun par NPI, ses maisons mères, Framatome et Siemens, ont poursuivi chacune de leur côté, sous contrats respectivement d'EDF et des électriciens allemands, le développement de centrales nucléaires dérivées de leurs plus récentes réalisations, en France N4 ⁺ - programme REP2000, en Allemagne Konvoï B - Contrat Planungsauftrag.

Au début de 1990, les autorités de sûreté françaises et allemandes ont renforcé leur coopération et ont créé une nouvelle instance de concertation appelée DFD ("Deutsch-Französischer Direktionausschuss") ayant pour objectif l'évaluation de la sûreté de la conception des futures centrales. Simultanément, ces autorités ont créé un groupe d'experts pour examiner les exigences de sûreté applicables au Produit Commun.

De leur côté, dès le mois de novembre 1989, EDF et les électriciens allemands ont décidé de créer un groupe de travail pour observer le développement du Produit Commun et dialoguer avec NPI. Dès 1990, des contacts ont eu lieu entre les industriels et les électriciens français et allemands, au cours desquels ont été évoquées la possible participation des électriciens au développement du Produit Commun, la fusion des trois programmes de développement (Produit Commun, REP2000 et Planungsauftrag), et la construction du Produit Commun en France et en Allemagne.

Les principales raisons exposées à votre Rapporteur par les différents acteurs pour souhaiter ce rapprochement étaient les suivantes :

• Pour les industriels , l'espoir d'une participation des électriciens au financement du développement de ce nouvel îlot nucléaire et, ultérieurement, de la construction de centrales de référence dans leur pays d'origine, ce qui constitue un préalable ou, pour le moins, un atout très important pour aborder le marché international (même si l'exemple américain permet de nuancer cet argument).

• Pour les électriciens, leur désir d'influencer le développement du produit commun afin d'être certains que leurs spécifications seront bien prises en compte et, également, leur volonté d'éviter qu'un dialogue direct ait lieu, sans leur participation, entre les constructeurs et les autorités de sûreté.

• Pour les autorités de sûreté , leur souhait de faire progresser l'harmonisation des règles de sûreté applicables aux futures centrales devant être construites en France et en Allemagne.

• Pour les gouvernements , leur conviction qu'une telle harmonisation faciliterait l'acceptation par le public .

Au terme d'assez longues discussions, du fait de la complexité du sujet et de l'importance des enjeux économiques, les industriels et les électriciens français et allemands ont lancé formellement, lors de la première réunion du comité d'orientation ("Steering Committee") du projet EPR, le 14 janvier 1992, l'harmonisation entre les trois programmes, et le nom du projet a été modifié en EPR (European Pressurized Water Reactor) pour bien marquer l'entrée dans cette nouvelle phase.

Les industriels ont transmis aux électriciens, en février 1992, un document décrivant le résultat de leurs études de conception du Produit Commun, le "Project Engineering Manual".

En juin 1992, l'Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN) et son homologue allemand, le GRS, ont émis un rapport commun en réponse au document (le "General Safety Design Basis") établi par les industriels en avril 1990 et présentant les objectifs généraux de sûreté retenus pour le Produit Commun.

Le 4 juin 1993, les autorités de sûreté françaises et allemandes ont officiellement publié leur déclaration commune pour une approche conjointe de la sûreté des futures centrales à eau pressurisée . Cette publication a été suivie, en septembre 1993, de l'envoi par le comité de direction de l'EPR aux autorités de sûreté française et allemande d'un document présentant les options de sûreté prises en compte pour la conception de l'EPR ("Conceptual Safety Features Review File" - CSFRF).

En janvier 1995, les autorités de sûreté ont émis un "avis" sur les points clefs de ce CSFRF.

Sur la base de cet avis, Framatome, Siemens, NPI, Electricité de France et neuf électriciens allemands ont décidé d'engager l'avant-projet détaillé ("Basic Design") de l'EPR et ont conclu le contrat correspondant le 23 février 1995.

Dans ce dernier, EDF et les électriciens allemands ont déclaré leur intention de maintenir leurs organisations industrielles respectives pour la construction des centrales :

• EDF garde son rôle d'architecte industriel de l'ensemble du projet et commande la chaudière nucléaire à Framatome,

• les électriciens allemands commandent la centrale complète à Siemens mais n'exercent pas de rôle d'architecte industriel.

J'ai pu noter au cours des auditions auxquelles j'ai procédé que Framatome souhaiterait un alignement de la structure industrielle sur l'Allemagne, mais que EDF ne veut pas en entendre parler.

Les droits d'usage des connaissances développées en commun sont attribués aux partenaires pour leur permettre de remplir leurs rôles respectifs traditionnels sur leur marché domestique, NPI disposant des droits d'usage pour la fourniture des centrales hors de France et d'Allemagne.

Comme prévu, le " basic design " s'est achevé en juin 1997 ; au cours de celui-ci, les partenaires, industriels et les électriciens, ont dépensé plus d'un million d'heures d'ingénierie ; ils ont établi plus de 1 000 documents et 700 plans sur lesquels ils se sont mis d'accord ; cela illustre l'importance du travail accompli et le niveau d'harmonisation atteint. Le travail d'information est similaire à celui d'un Rapport Préliminaire de Sûreté diminué des informations relatives au site.

Les partenaires ont soumis officiellement aux autorités de sûreté française et allemande, en octobre 1997, un rapport appelé "Basic Design Report" présentant le résultat de l'avant-projet détaillé ; les autorités de sûreté ont prévu d'émettre leur avis avant la fin de 1998 mais ce dernier sera probablement retardé par l'examen des modifications qui résulteront de la phase d'optimisation.

Compte tenu des résultats de ce " Basic Design " et de la nécessité d'assurer la compétitivité de l'énergie produite par l'EPR, tous les participants industriels et électriciens ont décidé, par amendement au contrat de " Basic Design ", de poursuivre le développement de l'EPR par ce qui a été appelé la phase de " Basic Design Optimization Phase " (BDOP). Prévue pour s'achever à la fin de 1998, elle a pour vocation de réduire encore le prix de revient de l'électricité produite qui, actuellement, se situe aux environs de 20 centimes par KW-heure et doit être ramené aux environs de 18 centimes pour que la compétitivité du projet EPR soit réellement indiscutable.

D) Une collaboration fragile ?

Toutefois, je viens de vous décrire une coopération idéale qui, malgré des débuts difficiles, fonctionne bien, mais me paraît compromise par les accords entre le Britannique BNFL et SIEMENS. La comparaison des déclarations de M. Burkle et de M. Vignon, lors de l'audition ouverte à la presse que j'ai initiée le 4 mars 1998, me parait significative : Si M. Burkle, directeur général de SIEMENS , a déclaré :

"Dans un premier temps, la méfiance ou la défiance était de règle, c'était en 1989, je vous le rappelle, et il a fallu un peu de temps pour arriver à un véritable état de confiance mutuelle. Notre coopération aujourd'hui est fondamentalement différente de ce qu'elle était en 1989.

Lorsqu'une proposition est avancée, on ne demande plus, avant tout autre chose, s'il s'agit d'un projet ou d'une idée française ou d'une idée allemande, mais on regarde ce projet et on essaie de voir quels en sont les avantages et les inconvénients. On l'examine, on l'analyse en posant des questions très précises et, pas à pas, on en arrive à un développement commun. C'est la coopération à laquelle nous sommes arrivés depuis 1989 ; à la limite, on aurait pu aller plus vite si l'on avait procédé de façon séparée mais je crois que le caractère particulier de notre projet est que l'on franchit les particularismes régionaux et nationaux et que l'on arrive à conférer au projet un dynamisme dont on ne peut qu'espérer que, l'année prochaine, il nous permettra de dégager des résultats des travaux entrepris jusqu'à présent, et donc à passer à la réalisation de ce projet. Ce serait en quelque sorte le couronnement de notre coopération. [...]

J'aimerais également faire une ou deux remarques dans un contexte qui nous concerne plus directement, nous SIEMENS. Nous avons dit que nous entamions des négociations avec les Britanniques, que nous essayions d'engager une coopération avec eux. Or, souvent, ces tentatives que nous entreprenons avec les Britanniques sont mal comprises par la FRANCE, notamment. Pourquoi recherchons-nous une telle coopération ?

Cette coopération s'appliquerait à un domaine particulier qui est celui de la construction. Aujourd'hui, notre tâche essentielle est le développement de l'EPR. Par exemple, nous ne pouvons nous permettre les réacteurs à eau bouillante dans le domaine nucléaire que si nous accomplissons d'autres prestations de service en EUROPE, c'est-à-dire que si nous fournissons des assemblages au marché, que si nous fournissons des prestations d'ingénierie de reconstruction de centrales et cela au plan international, au plan mondial.

Ce sont autant de domaines d'activités qui existent depuis des années et qui ont fonctionné en parallèle avec le projet de développement EPR.

Tous ces travaux d'ingénierie et de construction ont permis de remplir les caisses et ont également permis de poursuivre les travaux avec FRAMATOME, parfois même en concurrence avec FRAMATOME. Autrement dit, le rapport est un peu contrasté avec FRAMATOME, ce qui n'empêche que, dans le cadre du projet EPR, la coopération ait été tout à fait excellente et, du côté de SIEMENS, nous espérons, en élargissant nos activités à un autre partenaire sur la base des activités existantes, pouvoir poursuivre néanmoins les travaux en commun avec FRAMATOME dans la même atmosphère que celle que nous sommes parvenus à établir au fil des années, et nous espérons, le moment venu, mener à bien ce projet."

M. Dominique Vignon, président de Framatome , a quant à lui souligné que : " Les alliances industrielles, les partenariats, se prêtent plutôt à des réflexions d'alcôve qu'à des grands débats publics. Cela étant, vous posez une question qui est réelle et que, je crois, il n'est pas raisonnable de traiter uniquement par la langue de bois. D'ailleurs, la façon dont vous animez ce débat, la réflexion sur le nucléaire, n'a jamais laissé place à la langue de bois.

Il est vrai que notre coopération avec SIEMENS n'inclut pas, depuis l'origine, depuis 1989, les domaines des services et du combustible. Il est donc tout à fait possible d'avoir une coopération avec un partenaire dans le domaine des réalisations nucléaires et avec un autre partenaire dans le domaine des services et du combustible. On peut même trouver des situations intermédiaires puisque, malgré le fait que notre accord avec SIEMENS n'incluait pas les services, nous coopérons dans les services et Monsieur BURKLE vient de rappeler que SIEMENS souhaite poursuivre cette coopération dans le domaine des services nucléaires, notamment dans le domaine des générateurs de vapeur vis-à-vis des pays de l'Est.

Le point néanmoins qu'on ne peut pas totalement occulter est qu'il y a une continuité dans la technologie entre la conception des réacteurs et le combustible. Le combustible est au coeur des réacteurs et il est un peu difficile de dire qu'on peut être totalement avec un partenaire dans le domaine des réacteurs et totalement avec un autre dans le domaine du combustible. Cela pose à l'évidence les questions de propriété, de savoir-faire que vous avez posées tout à l'heure.

Il est vrai - et j'ai relu avec attention le rapport que vous avez publié l'an passé à l'occasion du projet de rapprochement de FRAMATOME et de GEC ALSTHOM - qu'à cette époque, nos amis allemands avaient fait part de leurs préoccupations de voir les Britanniques un peu comme des intrus, ou des nouveaux venus tout au moins, dans le dispositif. Ces questions sont donc tout à fait réelles.

Je crois néanmoins qu'il faut les aborder avec beaucoup de sérénité et nous le ferons avec ce souci très fort qui a été dit tout au long de cette journée, et que le Président ALPHANDERY a rappelé, de l'intérêt d'un rapprochement franco-allemand, notamment de façon à être la vertèbre de l'harmonisation de sûreté franco-allemande. Ceci, j'en suis certain, demeurera et nous aurons toujours l'EPR présenté aux autorités de sûreté françaises et allemandes comme le point commun qui permettra progressivement de bâtir une sûreté européenne.

Là où la discussion aura lieu, ce sera pour savoir ce que sera effectivement cette Joint Venture entre BNFL et SIEMENS, et quel sera le poids de SIEMENS et celui de BNFL dans cette organisation. Il est légitime que SIEMENS ait besoin de faire son travail à la maison, du moins avant de nous en parler de façon précise.

Je terminerai ces propos par la continuation de votre métaphore. Au fond, l'EPR vise notamment à maintenir les compétences de l'industrie française et de l'industrie allemande ; l'industrie allemande est notre partenaire dans un certain nombre de domaines, mais peut être notre concurrent dans d'autres domaines.

Votre comparaison appliquée à cette question centrale de maintien des compétences est un peu la suivante : est-ce que l'épouse délaissée doit donner au mari infidèle l'aphrodisiaque qui lui permettra de rencontrer la maîtresse ?"

Cette dernière phrase illustre la perplexité que nous pouvons avoir sur la qualité de la coopération entre SIEMENS et Framatome.

Malheureusement, votre Rapporteur n'a pas à ce jour percé les secrets d'alcôve ...

II La coopération des organismes de recherche

Si la coopération entre les industriels s'est intensifiée, malgré les préventions initiales, il en a été de même entre les organismes de recherche français et allemand, ce qui est prometteur pour l'avenir dans la mesure ou il faudra bien commencer à dégager des moyens importants pour étudier des réacteurs révolutionnaires du type de celui préconisé par le Pr. Carlo Rubbia ^{3( * )}

.

A) La collaboration CEA/FZK

Suite à la décision de lancement du projet du réacteur franco-allemand EPR, de la constitution de la filiale commune NPI entre FRAMATOME et SIEMENS, et de la structuration des relations entre les autorités de sûreté françaises et allemandes, les principaux organismes de recherche impliqués dans le projet, le Commissariat à l'Energie Atomique (CEA) et le centre de recherche de Karlsruhe (Forschung Zentrum Karlsruhe : FZK) ont conclu en 1992 un accord de coopération couvrant le domaine des futurs réacteurs à eau sous pression (REP) ^{4( * )} . Il se situe dans le prolongement de la collaboration très étroite entre les deux organismes qui existait depuis de nombreuses années, notamment dans le domaine des études sur les réacteurs à neutrons rapides.

Un Comité Directeur a été chargé de coordonner les travaux de recherche. Il comprend, pour le CEA, les Directeurs de la Direction des Réacteurs Nucléaires (DRN) et de l'Institut de Protection et Sûreté Nucléaire (IPSN) et leurs adjoints programmes et, pour FZK, les Directeurs de trois Instituts de FZK et le chef de projet réacteur à eau sous pression. Il se réunit deux fois par an, alternativement en France et en Allemagne. Il a décidé que le champ de la collaboration couvrirait en fait la recherche et le développement (R & D) sur les problèmes d'accidents graves des REP et a défini trois sous-domaines dont il a confié la charge à trois groupes de travail. Chaque groupe de travail, doté de trois coprésidents (DRN, IPSN et FZK), ce qui, au passage, illustre la lourdeur des coopérations internationales parfaitement égalitaires, se réunit en tant que de besoin en séance plénière ou en réunion plus spécialisée et rend compte de ses travaux lors des réunions du Comité Directeur.

Les groupes de travail couvrent les trois domaines suivants :

1- Le comportement de la cuve du réacteur.

Ce domaine comprend la dégradation du coeur, la formation des bains de corium ^{5( * )} en fond de cuve, la tenue mécanique de la cuve ainsi que les phénomènes d'explosion de vapeur.

2- Le comportement du corium hors cuve.

Ce domaine couvre le problème de la récupération du corium hors de la cuve, ce dernier étant guidé vers un déversoir.

3- Les chargements de l'enceinte de confinement en conditions d'accidents graves.

Ce domaine couvre les problèmes d'enceinte de confinement, à savoir l'évacuation de la puissance résiduelle à long terme, ainsi que le risque d'explosion d'hydrogène.

Cette coopération vise à harmoniser les recherches entre les organismes de façon à éviter les doublons, à profiter réciproquement de l'expérience acquise dans ces domaines au cours des années passées, d'échanger des résultats expérimentaux complémentaires et de comparer des codes de calculs. Une concertation a également lieu pour conclure des accords internationaux avec les autres pays du monde et, en particulier, au niveau des organismes internationaux liés à la Commission européenne ou à l'OCDE.

En alternance avec les congrès SFEN/KTG consacrés à l'EPR, dont le dernier suivi par votre Rapporteur a eu lieu à Cologne en octobre 1997, CEA et FZK présentent tous les deux ans, de manière détaillée, leurs travaux de recherche aux industriels allemands et français.

Mais, au cours des auditions auxquelles j'ai procédé, j'ai pu constater que l'Union Européenne et nos principaux partenaires se sentaient exclus d'un projet qui est par nature franco-allemand.

B) Le champ d'application des recherches conduites en commun

Nous allons maintenant examiner de façon plus détaillée le champ d'activités couvert par chacun des trois groupes de travail, les résultats et les problématiques qui en résultent étant détaillés dans le titre suivant. Les trois graphiques qui illustrent ce paragraphe permettent également de saisir l'objectif des recherches engagées.

1 - Le comportement de la cuve du réacteur

La dégradation du coeur du réacteur est étudiée en France par l'expérience en pile PHEBUS, grand programme international de l'IPSN, et en Allemagne par les expériences hors pile CORA, maintenant terminées, et QUENCH, dédiée à la quantification du terme source hydrogène lors du renoyage du coeur. Des calculs croisés comparatifs sont faits avec les outils de calcul couramment utilisés par les deux organismes SCDAP/RELAP5, pour FZK, et CATHARE/ICARE, pour le CEA.

Un domaine important couvert par le groupe concerne l'explosion de vapeur (cf. infra). Les deux organismes développent des codes mécanistes détaillés : MC3D pour le CEA et IVA KA pour FZK, avec des jeux d'équations différentes. Une comparaison précise a été faite au niveau des équations et des résultats obtenus. Au vu des derniers résultats, il semble que nous nous orientons vers une utilisation de MC3D seul. Un programme expérimental de qualification a été bâti en concertation entre les deux organismes, FZK réalisant des expériences globales en thermite (PREMIX, ECO).

Les deux organismes doivent fournir aux projeteurs, dans les prochains mois, une méthode industrielle pour prévoir les conséquences des explosions de vapeur, thème dans lequel le projet EPR devrait réaliser une avancée majeure.

FZK étudie un phénomène particulier pouvant résulter d'une explosion de vapeur en cuve où le coeur, fondu et tombant dans le fond de cuve, est projeté violemment vers le couvercle par une explosion de vapeur. FZK a fait une expérience à l'échelle 1/10, intitulée BERDA, de projection de masses de métal fondu : le but est de déterminer la perte d'énergie provoquée par la déformation de la masse projetée et des structures internes supérieures. Des résultats intéressants ont été obtenus et sont interprétés à l'aide du code de dynamique rapide du CEA, PLEXUS, dont certains modèles sont qualifiés à partir d'une expérience plus analytique réalisée au CEA, FLIPPER.

2 - Le comportement du corium hors cuve ou la lutte contre le "syndrome chinois"

En cas de fusion du coeur du réacteur se dégage un produit très fortement radioactif, le corium, susceptible de percer les protections de la centrale, et l'une des innovations du projet EPR est de doter la centrale d'un " récipient " capable de récupérer le corium.

Le principal thème d'étude concerne l'étalement du corium. Le CEA effectue des expériences à partir de matériaux simulant un bas point de fusion dans CORINE (100 litres) et des expériences en matériaux réels dans VULCANO (15 litres). FZK effectue des expériences en matériaux simulants en fusion à haute température thermite (fer alumine) dans KATS (50 litres). Une comparaison systématique des codes développés par les différents organismes est faite. L'IPSN développe le code 3D CROCO, le CEA le code 2D THEMA, et FZK participe au développement du code Siemens 3D CORFLOW. Ce programme bénéficie également de l'apport des résultats des expériences réalisées au CCR ISPRA : FARO. FZK étudie deux autres phénomènes : l'ablation d'une paroi par un jet, dans l'expérience KJET, et l'ablation d'une porte dans l'expérience KPOOL.

FZK a également mis au point un récupérateur où le corium, arrivant sur une surface, fait fondre des bouchons plastiques qui laissent passer un débit d'eau s'écoulant à travers le corium pour le refroidir : c'est le concept COMET. Des expériences en matériau réel sont effectuées dans le dispositif expérimental MACE du laboratoire d'Argonne, aux USA. Les Allemands ont un programme très important dans ce domaine car, dans le partage des activités lié au projet entre FRAMATOME et SIEMENS, c'est SIEMENS qui traite du problème de la récupération du corium.

3 - Chargements de l'enceinte en cas d'accidents graves

Les deux organismes développent leur propre code qui traite de la totalité du problème (distribution, déflagration, détonation d'hydrogène) : TONUS pour le CEA et GASFLOW pour FZK. Ces deux codes ont à peu près les mêmes caractéristiques et leurs résultats sont systématiquement comparés. Les équipes qui développent ces codes, issus d'une longue tradition, les connaissent parfaitement et il a paru plus rentable aux organismes de recherche de continuer à faire des développements séparés plutôt que d'utiliser un produit unique.

IPSN et FZK se concertent pour participer, en particulier avec la NRC des Etats-Unis, à deux grands programmes expérimentaux :

• le programme RUT réalisé en Russie, à l'institut de Kurchatov, et qui traite dans une maquette à grande échelle de la détonation d'hydrogène dans diverses conditions, en particulier en présence d'obstacles et de vapeur d'eau ;

• un programme réalisé à Sandia, dans le dispositif SURTSEY, est relatif à l'étude de l'échauffement direct de l'enceinte par du corium finement dispersé dans le puits de cuve et pouvant s'échapper dans l'atmosphère de l'enceinte suite à la rupture de la cuve. Ces essais sont effectués en thermite dans une géométrie représentative du puits de cuve EPR. Les Américains avaient fait des études analogues pour leurs réacteurs.

III La coopération entre les autorités de sûreté

La coopération entre les autorités de sûreté française et allemande devrait conduire à des procédures de certification commune, prélude (ou socle ?) d'une véritable coopération européenne.

Les relations entre les organismes de sûreté allemand et français ont débuté en 1972, peu après que soit intervenue la décision de construire la centrale de Fessenheim, et n'ont cessé depuis lors de s'intensifier et, si la compétence du premier organisme, la DFK, était d'ordre régional, un second organisme, la DFD, est venu doter cette coopération d'un cadre institutionnel national.

A) La DFK

La proximité de la centrale de Fessenheim de la frontière allemande explique la composition de la DFK (Deutsch-Französische Kommission).

Cette commission comprend :

• au niveau fédéral, des représentants du BMU (Bundesministerium für Umwelt - ministère de l'Environnement) et du GRS (Gesellschaft für Anlagen und Reaktor Sicherheit - appui technique du BMU) ;

• au niveau régional, des représentants des états du Bade-Wurtemberg, de la Rhénanie-Palatinat et de la Sarre et de leurs appuis techniques, les TÜV.

Côté français, la DFK comprend :

• au niveau national, des représentants de la DSIN et de l'IPSN, son appui technique ;

• au niveau régional, des représentants de la DRIRE (Direction Régionale de l'Industrie, de la Recherche et de l'Environnement).

A l'heure actuelle, trois groupes de travail sont encore en activité au sein de la DFK :

• le premier est en charge de la sûreté des réacteurs à eau sous pression. Il a, dans le passé, essentiellement travaillé sur la comparaison entre les réacteurs de Fessenheim et Neckarwestheim et de Cattenom et Philippsburg.

• le second est en charge des plans d'urgence (y compris les dispositions prises en matière d'informations mutuelles rapides en cas d'accident sur un réacteur frontalier) ;

• le dernier est en charge de la radioprotection et de la surveillance de l'environnement.

Le travail de la DFK continue actuellement à un rythme soutenu, en particulier dans le domaine des pratiques d'exploitation des réacteurs.

B) La DFD (Deutsch-Französischer Direktionausschuss)

La DFK étant une structure régionale (au moins du côté allemand), il a semblé nécessaire de créer une structure nationale habilitée à traiter des problèmes généraux de sûreté au niveau national.

La DFD est apparue au début de 1990 car, dans la mesure où une coopération franco-allemande était en train de se mettre en place dans le domaine de la conception des centrales nucléaires, il est vite paru évident qu'il était nécessaire d'en tirer les conséquences au niveau de la collaboration franco-allemande des autorités de sûreté.

Aujourd'hui, les instances de sûreté au niveau national comprennent trois niveaux :

• les autorités de sûreté composées :

Þ de la DSIN, en France

Þ du ministère pour l'Environnement et la Sûreté nucléaire (BMU), en Allemagne

Þ de leur comité bilatéral, le DeutschFranzösischer Direktionausschuss (DFD) créé en 1990

• les groupes d'experts composés :

Þ du Groupe Permanent Réacteurs (GPR) pour la France

Þ de la Reaktor SicherheitsKommission (RSK) pour l'Allemagne

• les appuis techniques composés :

Þ de l'IPSN (Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire) pour la France

Þ du GRS (Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit) pour l'Allemagne.

Un accord de coopération a été signé en 1989 entre l'IPSN et le GRS.

C) Le projet EPR a entraîné une intensification de cette coopération.

Lors de l'audition publique du 4 mars, M. Lacoste, Directeur de la Sûreté des Installations Nucléaires, soulignait que "Les organismes de sûreté français et allemand ont pris l'habitude de coopérer depuis longtemps puisque leur coopération remonte à 1989 et que, en particulier en 1990, a été créée la DFD, Commission qui réunit les autorités de sûreté françaises et allemandes au minimum cinq fois par an. [...] Sur tous les dossiers, il y a un travail de nos appuis techniques, GRS du côté allemand et IPSN du côté français. Ces deux appuis techniques travaillent et produisent un rapport commun. Ce rapport commun est examiné par le groupe d'experts travaillant pour moi et par GRS, qui est un groupe d'experts travaillant pour mon collègue allemand, et ces deux groupes d'experts se réunissent et produisent un avis commun. Nous recevons, Monsieur HENNENHOFER et moi-même, un avis co-signé par le Président du Groupe français et le Président du RSK et nous nous réunissons au sein de la DMP et nous prenons partie, c'est-à-dire que nous sommes amenés à signer en commun une lettre prenant partie sur les propositions d'EPR. [...] Donc, nous signons pour dire soit oui, soit oui sous réserve, soit non, après avoir épuisé l'ensemble des systèmes d'instruction français et allemand. [...] En face de cela, quelles positions ont pris les autorités de sûreté ? Je rappelle une position historique qui était uniquement franco-française, la DSIN, qui était une lettre de mon prédécesseur de mai 1991, et ensuite des prises de position conjointes franco-allemandes :

- une prise de position conjointe en juillet 1993,

- une prise de position conjointe en février 1995,

et notre objectif est d'avoir de nouveau une prise de position fin 1998 - mi 1999 pour prendre partie sur le "basic design report"

Que se passera-t-il après ?

Qu'est-ce que le " basic design report " sur lequel nous serons amenés à prendre partie fin 1998 ou début 1999 ?

C'est un document qui ne parle pas de choix de site ni de la partie conventionnelle centrale mais de la partie nucléaire. Si on cherche l'équivalent de ce que c'est dans les procédures nationales classiques, c'est l'équivalent de la partie nucléaire du rapport préliminaire de sûreté nécessaire pour la délivrance d'autorisation de création en FRANCE ; cela contient les éléments nécessaires pour établir le rapport de sûreté en ALLEMAGNE.

Nous avons également commencé à travailler sur un certain nombre de codes techniques, c'est-à-dire à l'élaboration d'un ensemble de règles communes à l'industrie nucléaire française et allemande. C'est l'équivalent de ce qu'en FRANCE, on appelle les RCC (règles de construction et de conception).

Si j'évoque tout ceci, c'est parce que nous sommes confrontés à un problème de technique administrative qui n'est pas simple entre la FRANCE et l'ALLEMAGNE. Nous essayons de voir comment s'ajustent les procédures administratives et réglementaires en FRANCE et en ALLEMAGNE. C'est un travail extrêmement difficile auquel nous consacrons un temps considérable mais nécessaire pour voir les conditions dans lesquelles nous pouvons continuer à cheminer de conserve.

... On voit bien l'équivalence entre les lois allemandes et les lois françaises, on voit bien l'équivalence entre les ordonnances et les décrets arrêtés. En revanche, entre les lettres co-signées par les deux ministres de l'Industrie et de l'Environnement, l'arrêt fondamental de sûreté et les documents allemands, les équivalences sont plus difficiles à faire.

Nous avons actuellement des études d'ingénierie détaillées pour savoir quelle est la machinerie administrative de part et d'autre du Rhin. Ceci est fondamental pour permettre les progrès que nous avons faits dans la compréhension réciproque de la technique et de la sûreté, qui se traduisent par des décisions harmonisées dans les domaines administratifs et réglementaires.

Que pouvons-nous imaginer qui se passera en 1999 ?

On peut imaginer qu'en FRANCE, il soit proposé aux deux Ministres de l'Industrie et de l'Environnement une lettre d'orientation sur l'îlot nucléaire de l'EPR en même temps qu'une révision de l'arrêté de 1974 sur les circuits primaires et secondaires principaux des chaudières nucléaires à eau. On peut imaginer qu'en ALLEMAGNE, il y ait publication des directives RSK pour les réacteurs du futur et que la loi atomique allemande soit modifiée pour permettre un "prelicencing".

Il faut savoir que la voie d'une autorisation en FRANCE passe par un rapport préliminaire de sûreté et un décret d'autorisation, et qu'en ALLEMAGNE, les autorisations sont délivrées par les länder sous le contrôle du BMU. [...] Lorsque nous réécrivons la réglementation française des appareils à pression pour les réacteurs nucléaires, à l'évidence, nous associons les préoccupations des experts allemands, et réciproquement. Cela signifie qu'il se passe quelque chose en termes de rapprochement des esprits, de façon à générer, peut-être à terme le rapprochement des organismes."

Peut-être même faudrait-il aller, mais il s'agit d'un point de vue personnel, jusqu'à la fusion des autorités de sûreté française et allemande, prélude à la mise en place d'une autorité européenne. La réponse à cette question est certainement prématurée mais la fusion des appuis techniques des autorités de sûreté française et allemande mériterait d'être étudiée attentivement ; elle en constitue le préalable nécessaire. Le gouvernement étudie la question et a confié une mission de réflexion à M. Jean-Yves Le Déaut, Président de l'OPECST. Je crois que la dimension européenne de cette question doit être prise en compte, mais à partir de la coopération franco-allemande et selon un processus similaire à la mise en oeuvre d'Airbus Industrie ou de la fusée Ariane, c'est-à-dire sur la base d'une coopération intergouvernementale.

TABLEAU 5

IV Les caractéristiques du projet

Avant d'examiner dans le détail les données scientifiques de l'EPR à travers le Titre II, il est utile d'en présenter brièvement les principaux objectifs et caractéristiques.

A) Les objectifs de sûreté et de compétitivité

Ce réacteur " évolutionnaire " s'inscrit dans la continuité des technologies développées pour les réacteurs à eau sous pression, français et allemands, afin de bénéficier pleinement des trente années d'expérience des deux pays. Il ambitionne de prendre le meilleur de chaque concept, en apportant un certain nombre d'améliorations. Les considérations économiques ont interdit le recours à une voie plus " révolutionnaire " qui aurait permis de réduire à la source le volume des déchets. Je conçois toutefois que la mise en place d'une filière nouvelle représentait un coût tel que la rentabilité de l'investissement n'aurait pu être réalisée.

La sûreté de l'EPR est poussée à un degré encore jamais atteint, du moins sur le plan des intentions affichées par le projet :

• La prévention des accidents est améliorée dès la conception.

• La réduction des conséquences d'un hypothétique accident grave, allant jusqu'à la prise en compte dès la conception du risque de fusion du coeur ; même dans ce cas très improbable, le corium résultant de cet accident serait confiné et refroidi, protégeant ainsi le sous-sol, la nappe phréatique et le voisinage immédiat de la centrale.

• Ce projet est conçu pour être "licenciable" en France et en Allemagne, et, dans la mesure du possible, dans les autres pays européens.

• Ces concepteurs espèrent produire, malgré un surcoût d'investissement lié aux options de sûreté, un kWh à un coût compétitif par rapport aux autres sources d'énergies, de l'ordre de 18 centimes du kWh. Pour cela :

Þ le rendement de la chaudière sera augmenté,

Þ l'objectif de disponibilité est de 87 % au moins (disponibilité actuelle de l'ensemble du parc nucléaire français),

Þ les coûts liés au combustible sont en baisse,

Þ l'objectif de durée de vie de l'installation est porté à 60 ans.

B) Les principales caractéristiques du futur réacteur

La puissance électrique visée était de 1 450 MWe par tranche. Ce choix dimensionne la puissance thermique du coeur à 4 250 MWth. La puissance fournie par le réacteur s'adaptera à celle demandée par le réseau grâce à un fonctionnement en suivi de charge et en réglage de fréquence ^{6( * )} .

Plusieurs nouveautés contribueront à réduire les coûts d'exploitation, en particulier ceux générés par le combustible et la maintenance :

• la conception du coeur et des structures qui l'entourent (enveloppe de coeur épaisse servant de réflecteur à neutrons) réduit l'enrichissement nécessaire ;

• avec un taux d'irradiation du combustible de 50 à 60 GWj/T et une masse globale plus importante, les rechargements seront plus espacés, avec des cycles de 18 à 24 mois ;

• la durée des arrêts nécessaires au rechargement, à l'inspection en service et aux opérations de maintenance sera réduite.

Concrètement, les principaux composants du réacteur évoluent :

• la cuve aura un diamètre plus grand que dans le N4 et la fluence ^{7( * )} sera abaissée. Par ailleurs, un espace entre la cuve et le calorifuge permettra de l'inspecter de l'extérieur, lorsque l'on souhaitera affiner un diagnostic réalisé à partir de l'inspection normale de l'intérieur ;

• le coeur est un peu plus grand, avec 241 assemblages 17x17 (contre 205 dans le N4, et 193 assemblages 18x18 dans le Konvoï) ;

• les générateurs de vapeur sont équipés d'un économiseur axial, permettant une augmentation de la pression secondaire, donc du rendement ;

• le pressuriseur est plus grand. Pour sa maintenance, l'accent a été mis sur la facilité d'inspection et de remplacement du système d'aspersion et des cannes chauffantes ;

• le groupe pompe primaire reste de même conception que dans les réacteurs actuels français ou allemand.

L'organisation des systèmes de sûreté en 4 trains indépendants facilite la maintenance et réduit la probabilité d'accident pendant les arrêts.

C) Les nouveaux systèmes de sûreté

La grande nouveauté apportée par l'EPR est la prise en considération, dès la conception, de l'éventualité d'une fusion du coeur du réacteur nucléaire. D'une manière générale, les améliorations portent sur la prévention des accidents, le renforcement des systèmes de sauvegarde, la récupération et le refroidissement du coeur en cas de fusion, et la quasi-élimination de tout rejet radioactif gazeux ou liquide hors de la double enceinte en béton. Pour cela :

• Les systèmes affectés aux fonctions de sûreté (injection de sécurité, alimentation de secours des générateurs de vapeur, refroidissement des composants, alimentations électriques de secours) sont divisés en 4 trains indépendants et géographiquement séparés. Ils peuvent être alimentés séparément par un diesel affecté à chacun d'eux.



• L'ensemble des bâtiments du réacteur, du combustible et des systèmes de sûreté, situé sur un même radier, est conçu pour résister aux séismes et à des ondes de choc.



• Les bâtiments contenant deux des trains sont "bunkerisés" pour résister aux chutes d'avions militaires lourds ^{8( * )} . Leur structure interne est découplée des structures externes pour minimiser la transmission des vibrations. Les bâtiments des deux autres trains, "non bunkerisés", sont à l'opposé l'un de l'autre, supprimant le risque d'être affectés tous les deux lors d'un même accident.

Le bâtiment réacteur, avec ses deux épaisseurs, assure une protection renforcée dans les deux sens : celle de l'environnement et celle du réacteur :

. le mur interne en béton précontraint (comme le N4), avec une pression de conception portée à 6,5 bars, est destiné à contenir le fluide primaire vaporisé, selon les scénarios d'accidents les plus graves, avec un taux de fuite inférieur à 1 % par jour du volume total confiné ;

. le mur externe en béton armé est conçu (comme le Konvoï) pour résister à des agressions externes (chutes d'avions militaires) ;

. les éventuelles fuites de l'enceinte interne sont récupérées entre les deux enceintes et filtrées.



• Le puits de cuve est aménagé pour la récupération du coeur fondu, ou corium. La réserve d'eau primaire servant normalement aux rechargements est stockée dans le bâtiment réacteur pour servir au refroidissement du coeur fondu.

L'hydrogène généré par la décomposition de l'eau sur le zircaloy des gaines de combustible est recombiné pour éviter tout risque d'explosion.



• Le volume interne libre des composants primaires est augmenté. De ce fait, l'opérateur dispose de plus de temps pour réagir (particulièrement en cas d'accident tel que la perte de réfrigérant primaire) :

. l'augmentation du volume du pressuriseur, par son effet de tampon, évite un certain nombre d'ouvertures des soupapes de sûreté ;

. l'augmentation du volume des générateurs de vapeur donne une marge supplémentaire, en cas de perte de leurs alimentations en eau ;

. le circuit primaire est protégé contre les surpressions par un ensemble de soupapes pilotées combinant les conceptions du N4 et du Konvoï.

• Le contrôle-commande est conçu pour minimiser les erreurs humaines, et en particulier donner du temps (30 minutes en général) à l'opérateur pour prendre sa décision, que ce soit en fonctionnement normal, incidentel ou accidentel. Une information claire et appropriée lui est fournie par des systèmes informatiques. L'ensemble du contrôle-commande bénéficie des derniers développements réalisés en France (N4) et en Allemagne (Konvoï).

L'interface homme-machine est constitué d'écrans pour la conduite en toutes circonstances en salle de commande. Celle-ci est doublée d'une zone spécialement affectée à la sûreté et équipée de moyens de secours pour la conduite post-accidentelle.

Une question importante, qui résulte de ces améliorations, sera de définir les possibilités de leur intégration dans les centrales en service, si cela est techniquement possible, à l'occasion des révisions décennales.

Chapitre II
Les démarches concurrentes du projet EPR

Une grande partie des pays engagés dans la production d'énergie nucléaire seront confrontés dans une vingtaine d'années au remplacement de leur parc et doivent d'ores et déjà commencer à réfléchir à cette perspective.

Je n'entrerai pas dans le débat sur le choix de l'énergie de remplacement car cela n'est pas l'objet de mon rapport. Je me situerai dans une perspective d'analyse scientifique des projets de réacteurs nucléaires, sans préjuger en aucune manière des choix qui seront effectués dans le domaine de la politique énergétique.

I Les démarches retenues

La plupart des projets étudiés reposent sur l'expérience acquise à travers les 6 000 années de réacteurs exploités dans le monde qui, du moins en Occident, ont permis d'atteindre un niveau de sécurité remarquable.

Toutefois, si la sûreté " absolue " est, comme la ligne d'horizon, une perspective que l'on ne peut jamais atteindre, tous les efforts doivent tendre vers cet objectif.

Aussi, la préparation du remplacement d'une partie du parc à l'horizon d'une vingtaine d'années a conduit les constructeurs et les autorités de sûreté à " penser " les centrales du futur, car il est toujours plus facile et moins coûteux d'intégrer dès la conception des dispositifs de sûreté plutôt que de les installer ultérieurement.

Deux démarches s'affrontent : la novatrice et l'évolutive.

• L'approche évolutive vise à accroître les degrés de sûreté en intégrant dès la conception la protection contre la survenance d'accidents graves.

La voie de l'évolution repose sur un fondement solide dans la mesure où elle s'appuie sur l'expérience acquise dans les centrales en exploitation. Dans cette idée, et pour élever encore le degré de sûreté de la prochaine génération de réacteurs refroidis à l'eau, les recherches visent à améliorer les protections contre des événements tels que la fonte des éléments combustibles. Le projet EPR est un bon exemple de cette démarche .

Le thème de l'accident grave constitue l'un des grands thèmes d'étude dans le monde. Les chercheurs essaient de déterminer plus précisément toutes les atteintes possibles aux systèmes de confinement pour remédier, dès le stade de la conception, aux insuffisances qui ont pu être constatées, par exemple lors de l'accident de Three Miles Island. Le but ultime de ce travail est de démontrer que, sur le plan technique, aucune mesure d'urgence, telle que l'évacuation, ne devrait être nécessaire pour protéger la population, même après un accident nucléaire grave. Les conséquences d'un accident ne doivent affecter que le site lui-même et ne pas perturber la vie des populations aux alentours.

• L'approche novatrice, ou révolutionnaire, conduit à privilégier des réacteurs reposant sur des procédés sensiblement différents des REP. Ils présentent des inconnues sur le plan de la technologie ou des coûts, mais permettent d'aborder différemment la question de la sûreté ou des déchets. Le projet de Carlo Rubbia, que j'ai examiné à travers mon rapport de l'an dernier, constitue un bon exemple de cette démarche.

Les partisans de cette approche novatrice partent du constat que les réacteurs évolutifs exigent des moyens techniques trop complexes qui alourdissent la tâche des opérateurs. Aussi préconisent-ils des centrales beaucoup plus simples que les REP, dont la sûreté ne dépend pas du bon fonctionnement des systèmes de sûreté et des réactions des opérateurs. Ils insistent sur la notion de passivité des systèmes qui rend impossible, par conception, une réaction nucléaire incontrôlée. Ils en concluent que ce concept nouveau de réacteur contribuerait à faire accepter le nucléaire par le public. Rien n'est moins sûr, toutefois.

II Les projets évolutionnaires en cours

Deux tendances se font jour :

La course à la puissance débouche sur des produits de 1300 MWe, voire plus, difficilement exportables dans des pays autres qu'industrialisés car les réseaux électriques des pays en voie de développement ne peuvent pas absorber de telles puissances. Mais, l'augmentation de puissance améliore la compétitivité des centrales nucléaires puisque l'investissement représente les deux tiers du coût de l'électricité produite.

Si cette évolution est un facteur de réduction des coûts, la nécessité de disposer à l'exportation de réacteurs de moyenne puissance conduit à une volonté de simplification des systèmes et à la recherche de solutions innovantes pour les 600 MWe . Ce n'est d'ailleurs pas un hasard si les premiers accords qui ont donné naissance à NPI prévoyaient une puissance de 600 MWe et ne concernaient que l'exportation, mais je suis de plus en plus perplexe sur la compétitivité des réacteurs de 600 MWe.

Le tableau ci-après illustre cette situation.

Quelques exemples de projets de réacteurs refroidis par eau

Réacteurs de forte puissance

ABWR mis au point par General Electric Co (GE), Etats-Unis d'Amérique,

avec Hitachi & Toshiba (Japon)

APWR mis au point par Westinghouse (W), Etats-Unis d'Amérique, avec

Mitsubishi (Japon)

BWR 90 mis au point par ABB Atom (Suède)

EPR mis au point par Nuclear Power International (NPI), coentreprise de

Framatome (France) et de Siemens (Allemagne)

System 80+ mis au point par ABB Combustion Engineering Nuclear Power

(Etats-Unis d'Amérique)

VVER-1000 (V-392) mis au point par Atomenergoproject et Gidropress (Russie)

Réacteurs de moyenne puissance

AP-600 REP doté de systèmes de sûreté passive améliorés -- mis au point par

Westinghouse (Etats-Unis d'Amérique)

AC-600 REP doté de systèmes de sûreté passive améliorés -- mis au point par

China National Nuclear Corporation

MS-600 REP doté d'un système de sûreté de type " hybride "  -- mis au point

par Mitsubishi (Japon)

SBWR REP doté de systèmes de sûreté passive renforcés  -- mis au point par

GE (Etats-Unis d'Amérique) (abandonné depuis mars 1991)

VVER-500/600 (V-407) REP doté de systèmes passifs  -- mis au point par

Atomenergoproject et Gidropress (Russie)

ISIS REP de type innovant, révolutionnaire  -- mis au point par Ansaldo

(Italie)

PIUS REP de type innovant, révolutionnaire  -- mis au point par ABB Atom

(Suède)

SPWR REP de type innovant, révolutionnaire  -- mis au point par JAERI et

IHI (Japon)

VPBER-600 REP de type innovant, révolutionnaire  -- mis au point par OKMB

(Russie)

Un bref panorama de la situation de l'industrie nucléaire mondiale suffit pour illustrer cette situation confuse :

-- Aux Etats-Unis , quatre modèles de réacteurs ont fait l'objet de demandes de certificats sur la base de programmes lancés au début des années 80.

Ce pays a une procédure de certification (cf. annexe) dont les pays européens devraient s'inspirer et j'ai le sentiment que cela est implicitement le cas pour le projet EPR.

Dès qu'un concept est certifié aux Etats-Unis, les tranches standardisées peuvent être mises sur le marché, et toute compagnie d'électricité peut commander une centrale avec l'assurance que les questions générales de conception et de sûreté ont été résolues. Le régime d'autorisation prévoit que la compagnie d'électricité demande une seule autorisation pour construire et exploiter une nouvelle centrale, à condition que celle-ci soit construite selon les spécifications préapprouvées (j'ai déposé une proposition de loi allant dans ce sens (cf. infra.).

Par exemple, les projets définitifs de deux grandes centrales évolutionnaires - le " System 80+ " de ABB-Combustion Engineering et le REB avancé de General Electric - ont été approuvés en 1994, et le certificat de la NRC leur a été délivré en mai 1997. La NRC examine actuellement le dossier du réacteur AP-600 de Westinghouse, dont l'approbation devrait intervenir prochainement. Le REB simplifié de 600 MWe de General Electric a aussi été examiné jusqu'au milieu de l'année 1996, mais la société a abandonné les travaux sur ce modèle pour se tourner plutôt vers une tranche de puissance plus élevée, ce qui conforte l'opinion défendue par EDF de la nécessité d'accroître la puissance des réacteurs pour être compétitif. La compagnie d'électricité de Taiwan a récemment retenu le modèle de REB avancé de General Electric pour ses deux nouvelles centrales, qui devraient entrer en service en 2004 car Taiwan s'est doté depuis 1968 de six réacteurs, qui représentent 29 % de la production d'électricité.

L'AP-600 est particulièrement intéressant à étudier car il est dit " passif ". Cela signifie qu'il utilise des mécanismes naturels, tels que les lois de la gravité, qui le dispensent de la présence de diesel pour assurer les fonctions de sauvegarde.

En outre, il présente des caractéristiques séduisantes telles que l'intégration des pompes primaires dans le fond des générateurs de vapeur, ce qui simplifie le fonctionnement du circuit primaire. De plus, une défaillance du système d'évacuation de la puissance résiduelle serait palliée par une circulation d'air autour de l'enceinte et un ruissellement d'eau prévu à cet effet, l'enceinte de confinement jouant un rôle analogue à celui d'un radiateur. Toutefois, l'enceinte n'est pas dotée d'une double paroi, ce qui relativise l'avantage précédent car, en cas de fuite de l'enceinte, il existe un risque sérieux de dommage à l'environnement.

La principale faiblesse de ce réacteur est économique car la compétitivité d'une centrale nucléaire de 600 MWe est loin d'être établie.

Les difficultés de l'industrie américaine proviennent du fait que les Etats-Unis ne construisent plus de centrales, mais leur exemple montre que des centrales peuvent être construites en l'absence d'une tête de série dans le pays d'origine.

-- En Suède et en Finlande . En Suède, ABB Atom, en collaboration avec l'électricien finlandais Teollisuuden Voima Oy (TVO), développe le BWR-90, qui est une version améliorée des Réacteurs à eau bouillante (REB) déjà en service dans les deux pays. Si la Suède a abandonné l'énergie nucléaire, la construction d'un cinquième réacteur en Finlande est régulièrement évoquée, piste qui peut être intéressante pour le projet EPR (cf. infra).

-- En Fédération de Russie. La Fédération de Russie travaille sur le V-392, version améliorée du VVER-1000, et une autre version est à l'étude avec la collaboration de la société finlandaise Imatran Voima Oy (IVO). Sont également à l'étude un réacteur de taille moyenne, le VVER-640 (V-407), concept évolutionnaire avec des systèmes de sauvegarde passifs, et le VPBER-600, qui est un concept intégré plus innovant. La construction de la première tranche du VVER-640 devait commencer en 1997, à Sosnovy Bor. La construction de deux VVER de 1000 MWe fait l'objet de pourparlers avec la République populaire de Chine. Le ministère de l'Energie atomique de Russie souhaite mettre en service une série de nouveaux réacteurs pour faire passer la puissance installée de 20 000 MWe à 35 000 MWe, en 2010. L'existence de ce programme ne doit pas faire oublier les problèmes de sécurité existant sur les réacteurs actuellement en service. Mais l'importance de son programme permet peut-être d'envisager une collaboration avec la Russie sur le projet EPR.

Toutefois, les conditions qui pourraient être requises pour la construction d'un EPR dans ce pays ne sont pas encore définies, en particulier l'importance des adaptations aux pratiques et aux normes russes ainsi que le niveau de la participation de son industrie et de son ingénierie.

-- En République de Corée. En République de Corée, un projet de REP avancé de 4 000 mégawatts thermiques (Mwth), le " réacteur coréen de la nouvelle génération ", a été initié en 1992. L'étude est réalisée par la Société d'énergie électrique de Corée (KEPCO) avec l'appui de l'industrie nucléaire du pays. L'objectif est de terminer l'étude détaillée d'ici à l'an 2000 ; douze réacteurs en fonctionnement assurent 36 % de la production d'électricité et de nouvelles tranches sont en construction.

-- En Chine. En Chine, l'Institut de l'énergie nucléaire (Chengdu) est en train de mettre au point le réacteur avancé AC-600 qui intègre des systèmes de sûreté passifs pour évacuer la chaleur. Pour le moment, la Chine importe l'essentiel de ses centrales nucléaires, en particulier de Framatome, mais les transferts de technologie en cours permettront à la Chine d'obtenir dans quelques années son autonomie technologique. Il est évident, aujourd'hui, que la Chine sera l'un des grands pays producteurs d'électricité d'origine nucléaire du XXIè siècle.

-- Au Japon. Un grand REP évolutionnaire de 1350 MWe est développé par les compagnies d'électricité et les industriels. La construction d'une tranche de deux réacteurs est prévue sur le site de Tsuruga. En outre, l'étude d'un REB avancé a commencé en 1991 et comprend le développement d'un réacteur de référence de 1500 MWe. D'autres programmes de développement en cours concernent un REB et un REP japonais simplifiés ; les vendeurs et les compagnies d'électricité participent à ces projets. L'Institut de recherche sur l'énergie atomique du Japon (JAERI) étudie des modèles de réacteurs avancés refroidis par eau, en s'intéressant plus particulièrement aux systèmes de sauvegarde passifs. Il s'agit du réacteur à sûreté passive du JAERI et du REP à systèmes intégrés. Il faut noter que l'énergie nucléaire représente 33 % de l'électricité nationale et qu'il est prévu de construire 20 réacteurs d'ici à 2010 ; la part de l'énergie d'origine nucléaire devrait représenter 40 % du total d'ici à 20 ans.

-- Au Canada. Le programme courant d'étude et de développement des réacteurs à eau lourde, au Canada, vise à renforcer de manière " évolutionnaire " la performance et la sûreté des 21 tranches nucléaires en service. Deux nouveaux réacteurs CANDU-6 de 715 MWe, comprenant des améliorations par rapport aux versions précédentes, sont en construction à Qinshan (Chine). Des études techniques en amont se poursuivent sur le CANDU-9 de 935 MWe, qui est une adaptation des tranches en service à Darlington (Canada). D'après l'enquête sur la conformité réglementaire du CANDU-9, que la Commission canadienne de sûreté nucléaire a terminée en janvier 1997, le réacteur répond aux prescriptions nationales d'autorisation. D'autres études sont en cours et portent sur des versions avancées de ces réacteurs en vue d'intégrer d'autres caractéristiques évolutionnaires et d'augmenter la puissance du gros modèle jusqu'à 1300 MWe. Il faut noter que les centrales de type CANDU à eau lourde pressurisée permettent le rechargement pendant le fonctionnement, mais je suis très réservé sur l'exportation de cette technologie qui me paraît particulièrement proliférante.

-- En Inde. L'Inde est en train de développer un réacteur à eau lourde de 500 MWe qui intègre l'expérience des centrales de 200 MWe de conception indienne qui sont en service dans le pays. Mais les problèmes de prolifération d'armes nucléaires risquent d'obérer les coopérations internationales avec ce pays ; son attitude lors des récents essais nucléaires ne peut que conduire les autres pays à boycotter toute coopération dans ce domaine.

III Les projets révolutionnaires

Il n'est pas utopique d'envisager à long terme une énergie nucléaire qui ne produise pas de déchets et qui repose sur des matières premières inépuisables. Pour cela, il faut étudier de nouveaux concepts.

A) La fusion thermonucléaire contrôlée

Une première voie, mais qui ne pourra probablement pas déboucher sur des applications industrielles avant plusieurs décennies, est la fusion thermonucléaire contrôlée.

Comme le souligne l'AIEA, "la fusion nucléaire présente un certain nombre de caractéristiques séduisantes à maints égards, du point de vue énergétique et écologique :

• approvisionnement en combustible : l'extraction du deutérium de l'eau se fait sans sous-produits nocifs ; disponibilité à faible coût pour tous les pays : réserves suffisantes dans les océans pour des millions d'années ;

• extraction minière : extraction limitée de lithium, servant à produire le tritium pour les réacteurs à fusion (l'eau de mer contient également 0,17 mg/l de lithium) ^{9( * )} ;

• écologie : la fusion présente peu de risque pour l'environnement ;

• prolifération des armes nucléaires : absence de plutonium ou d'uranium ;

• sûreté : la quantité de combustible dans le plasma est si faible que même une combustion complète n'entraînerait pas d'explosion. Le caloportage ne présente pas de difficulté, vu le faible niveau de la chaleur de décroissance répartie sur un volume important. La quantité de tritium peut être réduite au minimum par une conception soignée. La dose d'irradiation potentielle hors site, en cas d'accident, ne nécessiterait pas de plan d'évacuation ;

• sous-produits radioactifs : la production de radioactivité de longue période peut être très limitée en choisissant les matériaux avec soin. L'alliage au vanadium, le fluide de refroidissement au lithium et le deutérium-tritium non brûlé pourraient ainsi être recyclés."

Toutefois, ces procédés ne sont susceptibles de déboucher sur une application industrielle que dans un horizon très lointain, ce qui nuance leurs avantages potentiels car la fusion nucléaire met en oeuvre des techniques très pointues.

Deux méthodes sont étudiées pour atteindre la fusion : le confinement magnétique ou le confinement inertiel.

Les machines ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) de fusion par confinement magnétique qui existent actuellement, par exemple LMJ (le projet de laser mégajoule en France) ou NIF (National Ignition Facility aux Etats-Unis) devront réaliser un gain de 10 à 30 pour que nous puissions envisager des projets de production d'électricité par ce moyen.

Cette solution d'avenir ne pourra donc pas déboucher sur des solutions industrielles à court terme, mais il est évident que les recherches devront être intensifiées dans les années à venir et que nous devrons veiller à ce que la recherche française y tienne sa place.

B) L'amplificateur d'énergie (EA) de Carlo Rubbia

Je ne m'étendrai pas sur ce projet, auquel j'ai consacré un rapport, mais je crois utile d'en rappeler quelques caractéristiques.

Le concept est basé sur l'alimentation par une source extérieure de neutrons d'un milieu (réacteur) sous-critique, c'est-à-dire qui n'entretient pas naturellement la réaction de fission en chaîne. La source extérieure de neutrons est fournie par une réaction de "spallation" sur une cible, dans laquelle des noyaux lourds (de plomb, par exemple) se désintègrent sous l'impact de particules (protons, par exemple) portées à très haute énergie (~ 1 GeV) par un accélérateur.

Le terme d'Amplificateur d'Energie illustre le fait que l'énergie produite par fission nucléaire dans ce système excède l'énergie nécessaire pour alimenter l'accélérateur. Pour que cette amplification soit notable, il faut que le milieu fissile soit proche de la criticité. Ce milieu peut être constitué d'isotopes fissiles d'uranium 235, uranium 233 ou plutonium mélangés à des isotopes fertiles d'uranium 238 ou thorium 232.

Dans le concept proposé par le Pr. Rubbia, le faisceau de protons est fourni par un cyclotron à trois étages, choisi pour sa fiabilité et sa simplicité.

Le combustible du réacteur est un oxyde mixte de thorium et d'uranium, le réacteur étant un réacteur à neutrons rapides (RNR) qui permet d'obtenir un spectre en énergie des neutrons élevé, et en conséquence des taux de fission élevés. La configuration du coeur est celle classique d'un RNR, avec une région fissile entourée d'une région fertile en oxyde de thorium et des aiguilles de combustible gainées d'acier et placées dans des assemblages hexagonaux. Le contrôle du coeur est assuré dans ce concept par le courant de l'accélérateur, et ne fait donc pas appel à des barres de commande, ce qui est une simplification importante par rapport aux REP.

Le taux de combustion prévu est de 100 Gwj/t et la durée d'un cycle de fonctionnement est évaluée à cinq ans sans rechargement intermédiaire, les estimations de l'équipe du Pr. Rubbia faisant apparaître une compensation de l'empoisonnement du coeur par la production d'U 233. Il est prévu qu'en fin de cycle, les actinides produits seront rechargés de façon à réduire la production de déchets.

Selon le Pr. Rubbia, le domaine d'application de l'EA est double : la production d'énergie et l'élimination des déchets. Les principaux avantages, qu'il met par ailleurs en avant, pourraient être les suivants :

• la sous-criticité de la partie proprement nucléaire élimine tout risque d'accident de criticité tel que celui de Tchernobyl ;

• l'utilisation comme matière fertile du thorium 232 au lieu de l'uranium 238 ne produit par capture pratiquement pas de plutonium ni, a fortiori, de transplutoniens (américium, corium) ;

• un excès de neutrons rapides dans le coeur du réacteur rend celui-ci particulièrement efficace pour détruire, par transmutation, des déchets radioactifs à vie longue ; c'est-à-dire que nous pourrions transformer les éléments en d'autres qui ne sont pas radioactifs ;

• l'évacuation de la chaleur produite pourrait s'effectuer par convection naturelle, et serait par conséquent moins tributaire de la bonne marche d'organes actifs, comme les pompes.

En effet, j'ai désormais acquis la conviction que la véritable maîtrise des déchets radioactifs ne pourra provenir que de ruptures scientifiques et technologiques profondes . En ce sens, je rejoins parfaitement les perspectives tracées par l'équipe Rubbia : la filière doit former un tout, dont l'utilité n'est réelle que si elle est pleinement optimisée.

De mes nombreux entretiens, j'ai retenu l'impression que la mise au point de l'accélérateur de haute intensité (1 à 10 mA) semblait être faisable relativement vite, d'ici à quelques années. Tout dépend, bien entendu, des moyens que l'on est disposé à engager. Cet accélérateur peut bien sûr servir à piloter un Amplificateur d'Energie ; il peut aussi servir à la mise au point d'une source puissante de neutrons de spallation.

Je crois aujourd'hui que l'EA verra le jour comme incinérateur de déchets plus que comme producteur d'électricité.

Il est vrai que les potentialités spécifiques de l'EA pour détruire par transmutation les déchets nucléaires (actinides mineurs et produits de fission) à vie longue provenant des réacteurs "classiques" méritent une évaluation approfondie.

Cet aspect doit être examiné dans le cadre des études menées par le CEA en réponse à la loi du 30 décembre 1991 et en préparation du débat parlementaire de 2006. Le CEA, EDF ainsi que le CNRS participent à cette évaluation dans le cadre du Groupement de Recherches GEDEON.

A ce jour, peu de positions ont été officiellement prises à l'étranger sur l'EA. L'évaluation la plus intéressante a été le fruit du Comité Technique et Scientifique de l'Euratom (STC), sur demande de la DG XII de la Commission européenne. Mais j'ai également appris que les chercheurs américains de Los Alamos étudiaient la question.

Globalement, cette évaluation est conforme à l'analyse ci-dessus, en particulier sur la capacité de ce concept à devenir un concurrent des réacteurs classiques et sur les aspects sûreté (notamment le recours aux systèmes passifs). Les membres du STC retiennent également comme potentiellement intéressante la capacité que l'EA aurait de détruire par transmutation les déchets nucléaires et préconisent que la Commission retienne ce thème d'étude dans le cinquième PCRD.

J'ai eu la satisfaction de noter l'impact positif du Rapport publié par l'OPECST, qui a aiguisé la curiosité des milieux politiques et scientifiques pour l'EA.

Dans une interview accordée au journal Sud-Ouest le 5 mai dernier, Carlo Rubbia soulignait que : " L'idée c'est de faire quelque chose de convaincant pour 2007. Un prototype industriel qui démontrerait que c'est économiquement et techniquement possible, comme nous avons montré que c'est possible en laboratoire. Il devrait avoir 100 mégawatts de puissance, il " boufferait " de 30 à 40 kilos de plutonium par an, alors qu'un réacteur ordinaire en produit 200... On a calculé que cinq machines pourraient détruire toute la production française de déchets. Si ça marche, on ne pourra pas s'en passer. C'est la question et c'est pour cela qu'il faut essayer à l'échelle industrielle. Pour 100 MW, on parle d'un milliard de francs, ce n'est pas cher : pensons que la production de déchets d'un réacteur coûte 6 milliards de francs à stocker. Les 52 réacteurs français représentent 312 milliards ! Cela fait beaucoup d'argent pour construire cinq machines ! Nous en sommes loin et elles sont plus sûres. "

TITRE II

" DOMPTER LA LAVE RADIOACTIVE ? "

Tel est le titre par lequel le journal allemand " Der Spiegel " présentait le projet EPR.

Le but du présent titre n'est pas de réaliser une hagiographie du projet EPR, mais de vous en présenter les principales innovations scientifiques et techniques, après avoir analysé son apport à la recherche scientifique.

Chapitre I
La recherche et développement générée
par le projet EPR

Le projet EPR va au-delà d'un simple projet industriel ; l'amélioration régulière de la qualité de nos centrales nucléaires implique le maintien d'un acquis technologique qui lui-même repose sur l'existence de projets et de défis technologiques à relever, condition nécessaire pour garder les équipes mobilisées.

Dans cette perspective, le projet EPR doit être regardé comme le catalyseur de toutes les actions touchant à la recherche en matière de réacteur à eau pressurisée, lesquelles s'appuient d'abord sur un fonds commun lié aux travaux déjà accomplis sur l'ensemble de la filière des réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP).

Ceci conduit nécessairement à nous interroger sur le rôle du programme EPR dans le maintien des compétences de la filière électronucléaire française et, plus largement, européenne.

Du fait de son caractère évolutif, la plupart des composants et des équipements de l'EPR sont issus de techniques éprouvées en France ou en Allemagne.

Néanmoins, si les composants et les équipements sont de facture classique, leur organisation a été refondue pour l'EPR. En effet, si le circuit primaire principal subit peu de modifications, l'installation générale ainsi que l'architecture des systèmes et du contrôle-commande connaissent des évolutions sensibles.

La phase d'avant-projet détaillé, dont l'objectif était de sélectionner et d'approfondir les principaux choix de conception du projet, est achevée. Elle doit être suivie par une phase " d'étude palier " au cours de laquelle les études d'ingénierie seront complétées pour fournir les dossiers nécessaires à une réalisation.

Il faudra, en effet, que soient validées les recommandations des autorités de sûreté sur l'amélioration de la " défense en profondeur " par la mise en oeuvre de moyens supplémentaires destinés à la prévention d'hypothétiques accidents graves et à la réduction drastique de leurs conséquences sur l'environnement.

Comme nous le verrons dans les chapitres suivants, c'est dans ce dernier domaine que le projet EPR présente les besoins de recherche et de développement les plus marqués, tout particulièrement sur les cinq points suivants :

-- la prévention du risque de fusion haute pression par un dispositif de dépressurisation du circuit primaire qualifié (soupapes de décharge au pressuriseur) ;

-- la prévention de déflagration rapide et de détonation d'hydrogène en réduisant très vite la concentration à l'intérieur de l'enceinte au moyen de recombineurs catalytiques, et si nécessaire d'igniteurs, pour limiter l'importance du pic de pression qui pourrait résulter d'une combustion ;

-- la prévention d'une interaction entre le coeur en fusion et le béton par récupération du corium dans un compartiment spécial équipé d'un revêtement de protection ;

-- le contrôle de la pression dans l'enceinte au moyen d'un système d'évacuation de la chaleur résiduelle du corium par aspersion (CHRS), avec un refroidissement de l'eau permettant de ramener la pression de l'enceinte à la pression atmosphérique, à long terme ;

-- la récupération de toutes les fuites et la prévention d'un bipasse de l'enceinte au moyen d'une enceinte à paroi double.

Le caractère évolutif du projet EPR explique qu'il bénéficie, y compris sur les points évoqués ci-dessus, de toute la recherche et développement existants pour les réacteurs nucléaires en fonctionnement.

Mais il constitue un projet motivant pour les équipes en place ; si le programme EPR n'existait pas, ces dernières seraient dans la situation d'un architecte qui ne réaliserait que des travaux d'entretien ... Je vous laisse imaginer son niveau de compétence au bout de quelques années !

Du fait de son caractère évolutionnaire, ce projet s'inscrit dans la continuité des réacteurs N4 français et Konvoi allemands. Il retient les meilleures options de chaque technologie tout en devant satisfaire aux exigences de sûreté des deux pays, en particulier par la prise en compte dès le stade de sa conception d'accidents graves, tels que la fusion du coeur, pour en réduire la probabilité et les rejets dans l'environnement. Malgré ces apports, il doit rester compétitif par une amélioration des performances et de la disponibilité et par une réduction des coûts d'investissement.

La recherche, effectuée en général pour la filière REP, en France comme en Allemagne, peut se décliner autour de trois axes :

• la R & D générale, pour la filière qui vient en soutien au parc actuel,

• la R & D plus spécialement générée par les options du réacteur EPR,

• la R & D d'innovation, destinée à proposer, à plus long terme, des options alternatives intéressantes pour les projets de centrale nucléaire.

En France, la R & D est effectuée principalement par le CEA dans la cadre d'accords de collaboration tripartite avec les partenaires industriels, EDF et FRAMATOME.

En Allemagne, elle est principalement effectuée par le Centre de recherche de Karlsruhe (FZK), en collaboration avec le partenaire industriel Siemens et les électriciens allemands, et par divers laboratoires universitaires et industriels dans le cadre d'un groupement de recherche AGIK (Arbeits-Gruppe-lnnovative-Kerntechnik).

Un accord de coopération entre le CEA et FZK permet d'harmoniser les actions de R & D dans les deux pays.

Par ailleurs, il existe de nombreuses coopérations internationales aux niveaux européen et mondial, principalement dans le domaine de la sûreté nucléaire.

I Recherche et développement générale consacrée à la filière REP

Nous ne ferons pas ici une description extensive de cette R & D, nous nous contenterons d'en évoquer les points principaux.

Elle concerne en particulier le développement des méthodes et des logiciels qui sont utilisés dans les projets. Ces logiciels, qui rassemblent toute la connaissance issue de la R & D, doivent évoluer en fonction de l'amélioration des connaissances et du développement des ordinateurs. Le CEA se doit de les maintenir à leur meilleur niveau car la recherche d'une meilleure sûreté et d'une meilleure compétitivité implique une très bonne connaissance des marges de sécurité et, par conséquent, des calculs aussi précis que possible.

Le CEA transfère ces logiciels à EDF et FRAMATOME, qui les intègrent dans leurs chaînes de calcul industrielles soit intégralement, soit sous forme de modélisations qualifiées.

Ces logiciels concernent les disciplines utilisées dans l'industrie nucléaire (cf. infra), à savoir :

• la neutronique (code cellule APOLLO et code coeur CRONOS),

• la thermohydraulique (code circuits TRIO et code coeur FLICA),

• la mécanique (CASTEM),

• les outils décrivant le transport des produits de corrosion et de fission et la contamination (PACTOLE, PROFIP),

• la thermohydraulique accidentelle (CATHARE).

Le développement de ces logiciels implique des programmes expérimentaux de qualification associés.

Un effort tout particulier a été mené en France dans le domaine de la thermohydraulique accidentelle, pour permettre de décrire en détail les problèmes de refroidissement du coeur en situation accidentelle : un code de calcul CATHARE a été spécialement développé pour la filière REP et qualifié sur un important programme expérimental, comportant en particulier une boucle, système BETHSY, reproduisant à l'échelle 1, en hauteur, et au 1/100, en volume, un réacteur FRAMATOME 3 boucles du palier CPY. La qualité de la physique du code et la rigueur de la méthodologie adoptée pour cette qualification permettent l'extrapolation aux autres réacteurs de la filière avec un bon niveau de fiabilité.

Par ailleurs, un axe très important de recherche concerne le vieillissement des matériaux, pour répondre aux besoins du parc actuel et à l'augmentation éventuelle de sa durée de vie. Ces études seront utilisées dans le projet EPR, conçu pour une durée de vie de soixante ans et dont le développement est lui-même conditionné par la durée de vie des centrales en service.

Dans ce volet se place également la R & D pour le combustible, produit consommable qui peut être utilisé dans tous les réacteurs de la filière. Les évolutions du combustible concernent principalement, pour les deux types actuellement utilisés -combustible Oxyde d'uranium et combustible MOX-, l'augmentation du taux de combustion (passage de 45 à 60 GWj/T), la tenue aux transitoires (suivi de charge) et l'allongement des cycles de fonctionnement (passage de 1 à 2 ans), qui contribuera beaucoup à l'augmentation de la disponibilité des REP. Mais il faut noter que l'idée d'un réacteur qui fonctionnerait entièrement avec du combustible MOX semble aujourd'hui abandonnée, essentiellement pour des raisons d'homogénéité et, par voie de conséquence, de facilité de la gestion du parc de centrales.

II R & D générée par les options de l'EPR

Ce sont les options qui sont spécifiques à l'EPR, et non pas aux centrales actuellement en exploitation. Elles concernent principalement :

• la prise en compte des accidents graves dès la conception,

• des modifications dans les systèmes de sauvegarde (injection de secours à moyenne pression), un dessin différent de la cuve ou des traversées inférieures, ce qui améliore la fiabilité de la cuve ; le passage des tubes d'instrumentation à travers le fond de la cuve a été supprimé ; un réflecteur en acier a été installé pour diminuer les dommages d'irradiation reçus par la cuve, au cours du fonctionnement, et pour améliorer l'utilisation du combustible.

Le temps de réponse des actions de R & D est généralement plus long que les phases de projet d'un réacteur. C'est pourquoi les résultats de la R & D permettront, dans la plupart des cas, de valider, puis d'optimiser les options de l'avant-projet.

A) R & D non liée aux recherches sur les accidents graves

Elle concerne l'hydraulique du fond de cuve. Si l'absence de traversées inférieures améliore la fiabilité de la cuve, elle rend vide de canalisations le plenum inférieur et il faut définir des structures, en particulier une grille de distribution à l'entrée du coeur pour assurer une bonne uniformité de débit à l'entrée des différents assemblages de combustibles. Ceci met en jeu des essais sur une maquette hydraulique à l'échelle 1/10, LUCIE qui, au stade de l'avant-projet, ont permis de définir une base de conception. Au moment du projet définitif, les optimisations de cette conception se feront à l'aide d'une maquette plus complète, HYDRA, qui permettra l'étude de l'hydraulique complète de la cuve et, en particulier, des mélanges dans le coeur.

Le CEA participe également à l'amélioration de la conduite par le recours à des commandes de plus en plus informatisées. Cette tendance, qui a débuté avec le palier N4, se poursuivra dans EPR. Un gros effort est fait dans le domaine de la sûreté et de la fiabilité des logiciels utilisés.

De légères modifications ont été apportées aux caractéristiques des dispositifs d'injection de sécurité, en particulier sur le niveau de pression auxquels ils interviennent. Des essais spécifiques ont été effectués sur l'installation BETHSY, dans ces nouvelles conditions, pour vérifier les calculs CATHARE. On a également utilisé l'installation BETHSY pour tester les conditions de dépressurisation qui permettent d'éviter la fusion du coeur en pression.

Enfin, il pourra s'avérer utile de qualifier le calcul du coeur équipé de son réflecteur d'acier par l'étude expérimentale d'une configuration représentative dans l'installation EOLE.

B) Recherche et développement liée à la prise en compte des accidents graves

Les accidents graves impliquant la fusion du coeur -cas de Three Miles Island- ont été étudiés dans le passé, pour les réacteurs en exploitation, dans le but d'en évaluer les conséquences radiologiques et de mettre au point des procédures destinées à les limiter en protégeant la fonction de confinement de l'enceinte, qui était dimensionnée surtout pour résister aux surpressions de l'accident de perte de fluide de refroidissement primaire par l'existence d'une grosse brèche.

Pour le projet EPR, les accidents graves doivent être pris en compte dès le stade de la conception : l'ambition est de réduire la probabilité de ces accidents d'un facteur de 10 ^-5 à 10 ^-6 événements par réacteur et par an, et d'éviter toute évacuation permanente des populations au voisinage de la centrale. Pour cela, il faut rendre impossible un certain nombre de séquences accidentelles dont on ne pourrait pas maîtriser les conséquences, tels que, par exemple, les accidents de réactivité par dilution accidentelle du bore, la fusion du coeur à haute pression, la détonation globale d'hydrogène dans l'enceinte. En conséquence, le projet doit être doté de dispositifs spéciaux. A cet effet, il importe donc de pouvoir prédire le déroulement des séquences accidentelles avec fusion du coeur et de démontrer l'efficacité des dispositifs retenus pour que soit assurée en permanence la fonction de confinement des produits radioactifs.

La stratégie générale de recherche du CEA l'a conduit à établir des modélisations des phénomènes physiques à partir de considérations théoriques et d'expériences introduites dans des codes de calcul.

Compte tenu de la complexité des phénomènes, une méthode en deux temps est couramment utilisée, faisant appel à deux catégories d'outils :

1 - Les codes intégraux ou codes scenarii

Caractérisés par des modélisations simplifiées, ils permettent de calculer la totalité de la séquence accidentelle et de faire des études paramétriques grâce à des temps de calculs raisonnables. Dans ces codes, il existe de nombreuses options que les utilisateurs doivent renseigner et qui concernent souvent des points que les études physiques n'ont pas encore permis de déterminer. Les études paramétriques permettent alors d'avoir une idée des incertitudes induites par le choix de telle ou telle option.

2 - Les codes mécanistes

Ils vont traiter d'un problème particulier mais en intégrant la meilleure physique raisonnablement utilisable. Ces codes peuvent cependant être d'un emploi lourd. Qualifiés sur des expériences à caractère analytique, ils doivent permettre de faire les extrapolations à l'échelle d'un réacteur et de renseigner les " options utilisateurs " des codes précédents. Cependant, dans l'avenir, compte tenu de l'accroissement de la puissance de calcul des ordinateurs et des progrès dans les analyses physiques, les deux approches tendront à converger.

Ces codes doivent être validés par des expériences.

Dans certains cas, ces expériences peuvent être éloignées de la réalité par l'échelle ou par l'emploi de matériaux simulants qui permettent des essais à moindre coût et une meilleure instrumentation. Ces expériences, complétées par des expériences de caractère plus global mettant en jeu des matériaux réels, peuvent être utilisées pour divers objectifs :

• une meilleure compréhension des phénomènes physiques,

• une meilleure appréciation des incertitudes,

• l'aide à la détermination et à la qualification de modélisations simples,

• la qualification des outils de calculs mécanistes,

• l'aide à la détermination des " options utilisateurs " des codes intégraux.

L'utilisation des codes intégraux et des études de sensibilité associées doivent permettre, au-delà des analyses de sûreté, d'aider à la définition des besoins de R & D.

Plusieurs thèmes de R & D peuvent être identifiés :

a) Les études de scenarii

Ces études nécessitent l'utilisation de codes intégraux qui sont utilisés dans des processus itératifs conjointement pour faire les études de projet et définir les bons choix de R & D. Outre la participation au développement du code ESCADRE de l'IPSN, le CEA qualifie le code MAAP, code américain utilisé par EDF et FRAMATOME, sur les expériences PHEBUS qui décrivent la dégradation d'une portion d'assemblage de combustible. Il effectue également des calculs comparatifs ESCADRE, MAAP.

b) Les études relatives au corium

Les études relatives au corium, produit résultant de la fusion des différents éléments constitutifs du coeur du réacteur et de leur interaction avec les structures qu'ils rencontrent, comportent trois volets principaux :

Þ le corium interne au circuit primaire,

Þ le corium hors cuve,

Þ l'interaction corium eau.

Ce corium interagit avec les matériaux de structure de la cuve et avec le béton de l'enceinte hors cuve et les matériaux de récupération. Ceci se passe à très haute température, dans la gamme des 2000°C à 3000°C, et les chercheurs doivent traiter les problèmes de fusion-solidification de mélanges faisant intervenir des diagrammes de phases complexes.

-- Corium interne au circuit primaire

Lorsque le coeur commence à fondre sous l'effet de la puissance résiduelle due à la désintégration des produits de fission, et ne peut plus être refroidi, il va progresser vers le bas et s'écouler dans le fond de la cuve. Les études du comportement de ces bains de corium en fond de cuve permettront de déterminer la façon dont les parois de la cuve vont fondre et ses modes de rupture. Ceci doit permettre de définir l'instant de rupture ainsi que la dynamique d'ouverture de la brèche, ce qui donnera les conditions initiales de sortie du corium en dehors de la cuve. Cette connaissance est nécessaire pour évaluer le comportement de ce corium dans le puits de cuve et définir ainsi les conditions initiales de récupération hors cuve.

A cet effet, on développe le code de calcul mécaniste TOLBIAC, qui décrit la convection naturelle en trois dimensions d'un corium formé d'oxydes et de métaux qui peuvent se stratifier. Ce code décrit également les phénomènes d'oxydation des métaux, la formation de croûtes, l'ablation des parois. Couplé au code de mécanique CASTEM, il permet de décrire la ruine de la cuve.

Pour la détermination des coefficients de transfert de chaleur à la paroi, on utilise le dispositif BALI, où le corium est remplacé par de l'eau salée et où les expérimentations simulent la puissance résiduelle en utilisant l'effet Joule. Pour la tenue mécanique du fond de cuve, on utilise l'expérience RUPTHER, qui reproduit les conditions de rupture d'acier de cuve à haute température.

-- Corium hors cuve

Le corium sorti de la cuve doit être arrêté définitivement et refroidi. Pour cela, il faut placer à l'intérieur de l'enceinte un dispositif de récupération. Divers concepts sont possibles. Le projet EPR a choisi comme solution de référence le concept d'étalement de ce corium sur une surface déportée hors du puits de cuve. Diverses évolutions ont eu lieu au cours de l'avant-projet ; la dernière consiste à faire mélanger le corium avec du béton sacrificiel pour abaisser la température de solidification, et donc favoriser l'étalement hors cuve du corium. Dans le dessin actuel, le refroidissement est assuré par noyage par le dessus du corium étalé grâce à un système passif et le radier est protégé par une petite circulation d'eau qui assure le maintien d'une température convenable.

Le CEA, après avoir utilisé le code américain MELTSPREAD, qui décrit l'étalement dans des configurations monodimensionnelles, a développé un code bidimensionnel THEMA en réutilisant de nombreux développements déjà mis en oeuvre dans le code TOLBIAC. Pour valider THEMA, on utilise des expériences, effectuées en matériaux simulants ou en matériaux réels, réalisées au CEA ou dans des laboratoires étrangers.

Deux programmes principaux pour les études d'étalement sont conduits au CEA : CORINE, qui utilise des matériaux simulants à bas point de fusion (métal de WOOD, HITEC etc..), et VULCANO, qui permet l'étalement de 150 kg de matériau prototypique (corium sans produits de fission). Ces essais permettent d'étudier la physique de l'étalement et de la solidification de matériaux complexes. Dans VULCANO, l'utilisation de matériaux réels permet en plus l'étude des interactions avec différents supports (béton, céramique etc..).

Par ailleurs, différentes études-support, plus analytiques, relatives à la connaissance des propriétés physiques et physico-chimiques de ces mélanges complexes, sont en cours.

-- L'interaction entre le corium et l'eau

Le corium chaud entrant en contact avec de l'eau se disperse en gouttes et provoque une vaporisation de l'eau. Dans certaines conditions, en particulier par le passage d'une onde de pression, le film de vapeur qui entoure les gouttes peut être déstabilisé, ce qui provoquerait une interaction thermique avec fragmentation des gouttes en très fines particules, générant un échange thermique violent avec l'eau et la propagation d'une onde de pression qui peut avoir des conséquences mécaniques néfastes pour les structures environnantes. Nous serions en présence du phénomène d'explosion de vapeur. Son intensité va dépendre bien évidemment du phénomène lui-même, mais également de la quantité de fluide en présence. Il est l'objet de nombreuses études depuis des années et, si des évaluations du risque peuvent être faites, celles-ci demandent encore à être affinées. C'est pourquoi le CEA développe un code mécaniste MC3D multicomposant, multiphasique, qui décrit l'ensemble du phénomène en tridimensionnel. Ce code très complexe est qualifié sur des expériences analytiques françaises et étrangères. En particulier, le CEA a réalisé l'expérience BILLEAU, où des sphères métalliques portées à plus de 2000°C sont versées dans de l'eau froide. L'expérience MICRONIS, relative à l'étude du comportement d'une goutte de corium, est en cours. Les expériences réalisées au CCR ISPRA avec les matériaux réels FARO et KROTOS fournissent une base de validation au cas où le corium tombe dans l'eau. Ce type de situation est étudié au CEA dans l'expérience ANAIS.

MC3D, qui calcule l'énergie libérée lors de l'interaction, couplé au code de dynamique rapide PLEXUS, qui calcule les conséquences mécaniques, devra permettre de modéliser les interactions corium-eau dans toutes les situations.

c) Les études relatives à l'enceinte de confinement

Une fois le corium arrêté et refroidi à l'intérieur de l'enceinte, il faut encore assurer deux fonctions :

• continuer à évacuer la puissance résiduelle sur le long terme ;

• éviter que, tout au long du transitoire accidentel, on ait atteint localement des concentrations d'hydrogène susceptibles de conduire à des détonations.

L'atmosphère de l'enceinte, en cas d'accident grave, est constituée d'air, de vapeur d'eau, d'aérosols et de gaz dont certains sont combustibles, comme l'hydrogène provenant de l'oxydation par l'eau des métaux et le monoxyde de carbone provenant de la décomposition du béton. Les phénomènes de condensation de vapeur vont jouer un grand rôle dans la distribution des différents composants de cette atmosphère. La connaissance du terme source hydrogène et de sa dynamique est essentielle et fait l'objet d'études à l'IPSN et en Allemagne.

Pour limiter la concentration en hydrogène, on peut agir sur la taille de l'enceinte et avoir recours à des dispositifs de mitigation : des recombineurs ou des igniteurs, qui consomment de l'hydrogène.

Dans l'avant-projet EPR, l'évacuation de la puissance résiduelle est assurée par une aspersion. Une solution alternative utilisant des condenseurs a été un moment envisagée, puis rejetée.

La taille de l'enceinte, la position et le nombre des dispositifs mitigateurs doivent être déterminés à partir de calculs qui fourniront la distribution en transitoire d'hydrogène. Pour contrôler les calculs du projet, le CEA développe, pour le compte de l'IPSN, le code TONUS qui décrit en tridimensionnel les phénomènes de convection-condensation dans l'ensemble des compartiments de l'enceinte. Ce code décrit aussi les phénomènes de combustion, déflagration et détonation de l'hydrogène et les conséquences mécaniques qui en résultent pour l'enceinte.

Plusieurs types d'expériences sont en cours pour la validation du code :

• des expériences à caractère analytique : COPAIN pour la description des phénomènes de condensation sur les parois en présence d'incondensables, et DYNASP pour l'étude de l'aspersion ;

• une expérience globale, MISTRA, d'une capacité d'une centaine de mètres cubes, munie ou non de compartiments, où pourront être reproduites la vapeur d'eau, de l'hydrogène simulé par de l'hélium, avec présence d'aspersion et production d'aérosols. Une instrumentation spéciale permettra les mesures locales de température, pression, concentration en hydrogène et vitesse des gaz dans la totalité de la maquette ;

• des expériences composants, concernant en particulier l'efficacité des recombineurs, en présence de vapeur d'eau, dans l'installation KALI H2, et des condenseurs dans KALI EVU.

Un programme de tenue du béton et de peaux d'étanchéité aux conditions d'accidents graves est en cours de définition.

III R & D innovante

Le CEA a élaboré un programme de R & D destiné d'une part à étudier des options alternatives qui pourraient, au-delà de l'EPR, offrir des perspectives intéressantes tant du point de vue technique qu'économique, et d'autre part participer à l'évolution de l'EPR au cours des prochaines décennies. Si le projet EPR est retardé, je suis convaincu qu'il faudra intégrer certains de ces points dans les centrales du futur, dont je ne citerai ici que les têtes de chapitre :

• Nouveaux combustibles permettant des cycles plus longs et une meilleure rétention du césium par optimisation des microstructures des oxydes, en utilisant des matrices en céramique ou métallique.

• Nouveaux systèmes de sauvegarde utilisant notamment certains systèmes passifs. On étudie en particulier des injecteurs de vapeur qui, dans certains cas, peuvent remplacer des pompes pour mettre en mouvement des fluides de refroidissement.

• Amélioration de la sûreté et de la fiabilité de fonctionnement par des aides à l'opérateur, le recours à une automatisation accrue et le développement d'une instrumentation plus performante.

• La recherche de nouveaux matériaux : acier de cuve résistant mieux aux hautes températures, matériaux de remplacement pour les stellites, matériaux de structures internes moins sensibles au vieillissement, aciers moins contaminants etc...

• Utilisation du Plutonium en étudiant la faisabilité de coeurs pouvant être chargés intégralement en combustible MOX.

Dans le domaine des accidents graves, trois concepts méritent d'être étudiés :

• l'évaluation de concepts de récupération de corium alternatifs au projet EPR (cf. supra),

• l'étude de la possibilité du refroidissement externe de la cuve, ce qui permettrait de confiner le corium à l'intérieur du circuit primaire,

• l'étude de concepts d'enceinte innovants (utilisation de l'inertage etc.) (cf. infra).

Mais je considère qu'il est indispensable, parallèlement à ces études, de conduire une veille technologique sur d'autres types de réacteurs.

J'ai été plutôt rassuré de ce point de vue lorsque j'ai procédé à l'audition des responsables du CEA, qui m'ont confirmé l'attention qu'ils continuent de porter aux projets de réacteur à haute température ou à des concepts tels que l'AP 600 (cf. infra - chapitre II du Titre I).

D'autre part, il est important de noter que la recherche ne se limite pas au couple franco-allemand et que des accords avec le Japon permettent de maintenir la compétence dans des secteurs tels que la thermohydraulique des générateurs de vapeur.

Les responsables du CEA ont mis l'accent auprès de votre Rapporteur sur l'importance du projet EPR dans le maintien de son niveau technologique et surtout sur la difficulté qu'il y aurait à reconstituer les compétences après un " trou " de plusieurs années.

Le coût risque d'en être prohibitif et d'obérer, en fait, la liberté de choix des gouvernants de l'époque et ce ne serait non plus pas très bon pour le maintien à niveau de la sécurité des centrales nucléaires actuelles, dans la mesure où l'excellence des personnels implique leur mobilisation sur des projets porteurs.

J'approfondirai ce thème en conclusion de ce rapport, mais il est nécessaire de l'avoir à l'esprit.

Chapitre II
Les recherches sur les accidents graves

J'ai, au cours de mes travaux, mis en garde à de nombreuses reprises mes interlocuteurs contre le risque qu'il pourrait y avoir à trop mettre l'accent, dans la présentation du projet EPR, sur la réduction de la probabilité de survenance d'un accident grave tel que la fusion du coeur.

En effet, ceux qui ne sont pas familiers de la technologie nucléaire peuvent redouter que le risque que survienne un accident nucléaire grave soit important. Il n'en est rien. Lorsque les concepteurs du projet parlent de réduction d'un facteur 10 des risques, ils partent d'une situation où la probabilité est déjà infinitésimale ; on estime que la probabilité d'accident grave est d'un accident pour une période de 400 ans sur l'ensemble des tranches en service en France.

La démarche consiste à réduire encore ces probabilités de risque.

Comme nous venons de le voir dans le chapitre précédent, deux problèmes sont particulièrement importants : les risques liés à l'hydrogène et la fusion du coeur.

I Les risques liés à l'hydrogène

Dans un accident grave, le coeur du réacteur n'est plus correctement refroidi. L'élévation de la température du combustible qui en résulte provoque l'ébullition de l'eau qui se répand en vapeur d'eau sur les parois de l'enceinte de confinement.

Or, aux environs de 1200°C, les crayons de combustible, partiellement émergés puisque le niveau d'eau a diminué, et dont les gaines sont réalisées en alliage à base de zirconium, subissent une réaction d'oxydation qui produit de l'hydrogène.

En cas d'accident grave de ce type, il existe un risque, certes infinitésimal, d'accumulation d'hydrogène, source possible d'une éventuelle explosion de nature à compromettre la solidité de l'enceinte du réacteur.

A) Les solutions techniques sont malaisées à définir

La meilleure solution serait de refroidir la cuve en l'aspergeant par l'extérieur. Cette solution est techniquement possible pour les réacteurs de 600 Mégawatts, elle ne l'est pas pour les centrales plus puissantes.

Votre Rapporteur regrette que les recherches sur l'adaptation de l'aspersion de la cuve par l'extérieur aient été abandonnées et il estime que les recherches sur l'aspersion des cuves des réacteurs de forte puissance devraient être poursuivies.

En effet, la solution retenue pour le projet EPR, qui consiste à inonder la cuve en cas de surchauffe du coeur, présente l'inconvénient de produire de la vapeur d'eau, donc de l'hydrogène.

Or, il se trouve qu'en cas d'accident grave, la vapeur d'eau ne se répartit pas également dans l'enceinte, ce qui peut être à l'origine de poches de vapeur d'eau dont la présence est redoutable.

Les recherches conduites par le CEA s'orientent autour de deux voies : inerter l'enceinte ou réintégrer le corium dans le circuit primaire.

Inerter l'enceinte implique le remplacement au moins partiel de l'air, qui comporte de l'hydrogène, par de l'azote, solution qui peut ne pas être permanente, l'azote étant injecté en tant que de besoin.

L'autre voie qui, pour les spécialistes, semble être la meilleure consisterait à intégrer dans l'enceinte le récupérateur de corium car, dans cette hypothèse, la cuve ne céderait pas au bout de 4 heures, mais de 12 heures, délai permettant une meilleure prise en charge de l'accident grave.

Pour des raisons de coût, ces solutions techniques ont été écartées par les concepteurs de l'EPR.

Votre Rapporteur souhaite que le CEA puisse approfondir ses travaux sur cette question afin que puisse être encore réduite la probabilité, déjà très faible, d'accident grave.

Il faut, en effet, avoir à l'esprit que lors de l'accident de Three Miles Island, en 1979, les exploitants ont décelé la présence d'une bulle de gaz essentiellement composée de l'hydrogène produit au moment de la surchauffe, au sommet de la cuve.

Or, la combinaison optimale (ou stoechiométrique) pour entraîner une explosion est de 2 volumes d'hydrogène pour 1 volume d'oxygène, et la décomposition de l'eau sous l'action des rayonnements produit de l'oxygène.

De ce fait, les autorités américaines avaient redouté que l'ultime barrière contre une pollution radiologique, la cuve, ne cède à la suite d'une explosion d'hydrogène. L'analyse a par la suite démontré que ce risque était inexistant car la combinaison stoechiométrique ne pouvait pas être atteinte.

Il n'en demeure pas moins vrai que cet exemple a montré que le risque consécutif à une explosion d'hydrogène constitue un des accidents les plus graves susceptibles de se produire dans une centrale nucléaire.

B) Hydrogène et fusion du coeur

Comme nous venons de le voir, lors de la fusion du coeur, l'oxydation des métaux contenus dans la cuve conduit à une production d'hydrogène qui se répandra dans l'enceinte de confinement. Le problème est de connaître la distribution de cet hydrogène pour voir s'il atteint localement des concentrations pouvant conduire à des détonations dommageables pour l'intégrité de l'enceinte et pour être à même, dans ce cas, de placer judicieusement des dispositifs de mitigation : igniteurs et/ou recombineurs.

Le CEA développe le code de calcul TONUS qui traite en tridimensionnel le problème de la distribution de l'hydrogène dans l'enceinte, de sa déflagration et de son éventuelle détonation ainsi que des conséquences mécaniques.

Un programme expérimental de qualification en cours de réalisation comporte :

• des expériences analytiques relatives à l'étude du transfert de chaleur en condensation avec des incondensables (COPAIN), et à l'étude de l'aspersion (DYNASP) ;

• une expérience globale MISTRA où l'on étudie dans une enceinte d'une centaine de mètres cubes le problème de la distribution d'hydrogène. Cette expérience se distingue des expériences réalisées jusqu'alors à l'étranger par une meilleure maîtrise des conditions aux limites et par une instrumentation très détaillée permettant une qualification des codes tridimensionnels ;

• des expériences de qualification de composants (condenseurs et recombineurs) dans l'installation KALI.

Les problèmes de déflagration et détonation de l'hydrogène sont étudiés à partir du résultat d'expériences étrangères, en particulier d'expériences russes à grande échelle (programme RUT).

C) Les enceintes de confinement

Chaque chaudière nucléaire est installée dans un bâtiment dit "bâtiment du réacteur". En cas d'accident affectant la chaudière, des substances radioactives peuvent être relâchées et il convient d'assurer leur confinement afin de limiter les rejets radioactifs dans l'atmosphère à des valeurs acceptables, eu égard à la probabilité de la situation accidentelle.

Cette fonction de confinement est obtenue par la paroi du bâtiment du réacteur, appelée "enceinte de confinement". Elle constitue en ce sens la "troisième barrière" des produits de fission, après les gaines des éléments combustibles et le circuit primaire.

1 - Les situations accidentelles retenues en France pour le dimensionnement des réacteurs existants

L'enceinte de confinement est conçue pour résister à différentes situations accidentelles d'origine interne et différentes "agressions" d'origine externe à l'installation.

On peut distinguer :

• les situations accidentelles d'origine interne :

En cas de rupture d'une tuyauterie du circuit primaire ou d'un circuit secondaire, un fort relâchement de vapeur d'eau serait produit dans l'enceinte. Il s'ensuivrait une élévation de température et de pression importante de l'atmosphère de l'enceinte (environ 150°C, 4 bars relatifs). Selon que la rupture envisagée se situe sur le circuit primaire ou secondaire, l'accident est appelé APRP (accident de perte de réfrigérant primaire) ou RTV (rupture de tuyauterie de vapeur) ;

• les agressions externes d'origine humaine :

Þ explosions externes (dues à l'environnement industriel),

Þ chutes d'avion de l'aviation générale (Cessna 210, Lear Jet) ;

• les séismes.

En France, les enceintes sont testées sous une pression d'air équivalente à celle qui pourrait apparaître dans l'enceinte en cas d'accident de type APRP ou RTV, afin de vérifier leur résistance et leur étanchéité. Les essais correspondants, appelés "épreuves" de l'enceinte, ont lieu avant la mise en service du bâtiment, puis périodiquement (normalement tous les 10 ans, parfois tous les 5 ans).

L'épreuve engendre des efforts importants sur l'enceinte et permet de vérifier la bonne qualité de la réalisation générale de l'ouvrage. Il ne faut cependant pas oublier que, pour obtenir un chargement complètement représentatif des conditions d'accident dans l'enceinte, il faudrait ajouter au chargement de pression le chargement thermique, qui ne peut pas être simulé lors de l'épreuve.

2 - Divers types d'enceintes de confinement sont en exploitation en France et en Allemagne

a) En Allemagne

Les enceintes de confinement (voir annexe) sont constituées d'une enceinte sphérique en acier (56 m de diamètre et 38 mm d'épaisseur, pour la série Konvoi), elle-même étant contenue dans un bâtiment en béton armé (180 cm d'épaisseur, pour Konvoi). L'enceinte interne, en acier, a pour fonction d'assurer l'étanchéité et de résister aux pressions et températures internes correspondant aux situations accidentelles de dimensionnement. L'enceinte externe, en béton, a pour fonction de protéger l'enceinte interne contre les agressions externes, en particulier la chute d'un avion militaire.

b) En France

Deux types d'enceintes sont actuellement en exploitation :

• Les enceintes à paroi unique du palier 900 MWe

Elles sont constituées d'un bâtiment cylindrique en béton précontraint de 37 m de diamètre et d'environ 60 m de hauteur, surmonté d'un dôme. La paroi cylindrique a une épaisseur de 90 cm et le dôme une épaisseur de 80 cm. Ce bâtiment a pour fonction de résister aux accidents aussi bien qu'aux agressions externes. Sa surface intérieure est recouverte d'une peau métallique de 6 mm d'épaisseur dont la fonction est d'assurer l'étanchéité.

• Les enceintes à double paroi des paliers 1300 MWe et 1450 MWe (N4)

La paroi interne (120 cm d'épaisseur pour le cylindre et 82 cm pour le dôme, pour les tranches N4) est en béton précontraint et n'est pas recouverte d'une peau d'étanchéité. Elle a pour fonction de résister aux conditions de pression et de température internes tout en assurant une "relative" étanchéité : son taux de fuite en situation d'accident est réglementairement limité à 1,5 % par jour de la masse de fluides (air et vapeur d'eau) contenue dans l'enceinte. La plus grande partie des fuites est récupérée dans l'espace entre parois (également appelé espace annulaire, ou EEE) maintenu en dépression par un système de ventilation et filtration appelé EDE. Le schéma qui suit illustre le principe de ce confinement "dynamique". La paroi externe en béton armé (55 cm d'épaisseur pour le cylindre et 40 cm pour le dôme, pour les tranches N4) a pour fonction de créer l'espace annulaire et d'apporter la protection nécessaire vis-à - vis des agressions externes. La "relative" étanchéité de la paroi interne est vérifiée lors des épreuves de l'enceinte. Dans ces conditions d'essai, le taux de fuite est normalement limité à 1 % par jour de la masse d'air contenue dans l'enceinte, sans que puisse être faite une corrélation précise entre la valeur réelle et la limite réglementaire mentionnée ci-dessus.

3 - L'enceinte de confinement du projet EPR

Le projet EPR s'est donné pour objectif d'améliorer de manière significative la sûreté de l'installation en prenant en compte, dès sa conception, la possibilité d'accidents "graves" avec fusion complète du coeur et formation d'un corium, explosion d'hydrogène dans l'enceinte, génération de projectiles à l'intérieur de l'enceinte, impact de ceux-ci contre les parois, percée de la cuve par le corium et déversement de celui-ci dans le bâtiment du réacteur, etc... L'enceinte devra en particulier résister à une pression accidentelle plus élevée que celle de l'APRP, en l'occurrence environ 5,5 bars relatif, pour résister à une déflagration globale d'hydrogène : ceci conduit à un niveau de précontrainte du béton très important.

Pour répondre à l'objectif du projet EPR, différents types d'enceinte ont été envisagés :

• Option 1 : une enceinte interne en acier conçue pour résister aux conditions de pression et de température internes et une enceinte externe en béton armé, conçue pour résister aux agressions externes.



• Option 2 : une enceinte interne en béton armé avec peau d'étanchéité ; cette enceinte interne serait conçue pour supporter les chargements de pression et température internes de même que les chutes d'avion. L'enceinte externe serait alors constituée d'une paroi de faible épaisseur en béton armé, destinée à créer un espace annulaire permettant de collecter les fuites de l'enceinte interne.



• Option 3 : une enceinte interne en béton précontraint avec une peau d'étanchéité, conçue pour résister aux conditions de pression et de température internes, et une enceinte externe en béton armé conçue pour résister aux agressions externes.



• Option 4 : une enceinte interne en béton précontraint sans peau d'étanchéité, conçue pour résister aux conditions de pression et de température internes, et une enceinte externe en béton armé conçue pour résister aux agressions externes.

Pour les options 2 et 3 ci-dessus, deux variantes ont été considérées :

- une peau métallique analogue à celles des tranches de 900 MWe en France. Ce procédé s'avère coûteux et pourrait conduire à des difficultés de réalisation (compte tenu du niveau élevé de précontrainte du béton) et de vieillissement (corrosion) ;

- une peau composite, non métallique, en résine : ce procédé est encore du domaine du développement ; il sera testé à grande échelle pour la première fois sur la maquette MAEVA, à Civaux.

Plusieurs dispositions des systèmes intérieurs à l'enceinte d'EPR ont été envisagées. Il est apparu nécessaire de placer certains systèmes tels que :

• la réserve d'eau borée nécessaire en cas d'accident,

• l'aire d'étalement nécessaire au refroidissement du corium,

à l'intérieur et en partie basse de l'enceinte. Ceci est plus aisé dans une géométrie cylindrique que dans une géométrie sphérique.

D'autres considérations liées à la prise en compte des accidents graves, telles que la possibilité de combustions localisées d'hydrogène ou de projectiles, ont conduit le projet EPR à préférer des murs d'enceinte en béton, ce qui écarte l'option 1.

Le dimensionnement à la chute d'avions militaires (plus lourds et rapides que ceux de l'aviation générale) sur le bâtiment du réacteur a également conduit le projet à retenir une enceinte externe de protection en béton armé, ce qui écarte l'option 2.

Enfin, un important retour d'expérience existe en France concernant à la fois la construction et l'exploitation des enceintes de forme cylindrique en béton précontraint ; le projet s'est alors orienté vers une amélioration de la dernière réalisation de cette technologie, l'enceinte du réacteur N4.

Le projet EPR a donc finalement retenu une enceinte à double paroi sans peau d'étanchéité. La paroi interne est en béton à haute performance (BHP) précontraint de 130 cm d'épaisseur pour le cylindre et de 90 cm d'épaisseur pour le dôme. La paroi externe est en béton armé de 130 cm d'épaisseur.

Dans leur analyse commune présentée le 21/10/1997 aux groupes d'experts français et allemand GPR et RSK, I'IPSN et la GRS ont souligné que :

- l'absence de chargement thermique de l'enceinte lors des épreuves laisse des doutes quant à la représentativité de ces essais vis-à-vis des situations accidentelles réelles,

- le retour d'expérience français montre que, pour passer l'épreuve avec succès, plusieurs enceintes ont dû faire l'objet de travaux destinés à améliorer l'étanchéité de la paroi interne (pose locale d'un revêtement d'étanchéité sur des zones dites "singulières", initialement fissurées lors de la construction de l'ouvrage, ou difficiles à précontraindre).

De plus, les résultats des dernières épreuves décennales des tranches Cattenom 3, Flamanville 1 et Cattenom 1 montrent également la particulière sensibilité de la zone singulière constituée par "l'accès matériel", où des microfissures traversantes sont apparues, lors des épreuves, après quelques années de perte de précontrainte par vieillissement du béton.

Ce retour d'expérience est à prendre en compte pour la conception des réacteurs du futur. Il montre que la précontrainte, bien que d'ores et déjà très importante et pratiquement au maximum de ce qui est techniquement faisable aujourd'hui, ne permet pas de garantir l'étanchéité de la paroi interne en tous points et durant toute la durée de vie de l'ouvrage. Cette garantie ne pourra être apportée que par l'utilisation de moyens techniques supplémentaires, tels que la mise en place d'une peau d'étanchéité.

4 - La protection des installations à l'égard des chutes d'avion

La différence de sensibilité entre la France et l'Allemagne est très nette sur ce sujet et les normes allemandes semblent plus exigeantes que les critères français.

Cela peut en partie s'expliquer par la différence de structure et d'histoire de l'aviation militaire de nos deux pays.

L'Allemagne a équipé son aviation militaire d'appareils biréacteurs plus lourds que ceux qui équipent notre armée de l'air. D'autre part, les avions starfighters, étant loin d'avoir la fiabilité de nos Mirages, ont connu une série d'accidents qui a traumatisé les Allemands.

L'exigence allemande de résistance des enceintes des centrales nucléaires à la chute d'un appareil militaire lourd est donc parfaitement légitime.

Or, en France, la recherche des conditions de ruine, laquelle se constitue lors d'une déformation des aciers supérieure à 10 %, montre que, quel que soit le lieu de l'impact sur l'enceinte de confinement des tranches de 900 MWe, de 1 300 MWe ou de 1 400 MWe, l'enceinte résiste à l'impact d'un Mirage V de masse supérieure à 13 tonnes et animé d'une vitesse de 150 m/s.

Votre Rapporteur s'est enquis auprès des autorités militaires de l'évolution de notre aviation militaire, et il apparaît que nous allons plutôt vers un allégement de notre aviation ou une stabilisation du poids de nos avions.

Les avions allemands futurs, du moins ceux en service dans les vingt prochaines années, sont sensiblement plus lourds car le programme TORNADO a été élaboré en coopération avec les Anglais qui, du fait de la position géographique de la Grande-Bretagne, ont besoin d'un rayon d'action plus important que les avions français.

La coopération internationale pose sur ce point le problème de l'adaptation aux données propres à chaque pays.

Mais le débat sur la structure des armées de l'air de nos deux pays n'est pas l'objet de ce rapport.

La protection des centrales contre les chutes d'avions de l'aviation générale et commerciale

Il existe peu de rapport entre un avion d'aéro-club et un Boeing 747. Or, si une enceinte résiste sans problème à la chute d'un avion d'aéro-club, elle ne peut pas résister à celle d'un Boeing 747.

Toutefois, l'encadrement de l'aviation commerciale et le fait que les couloirs aériens tiennent le trafic éloigné des centrales nucléaires, et une probabilité de chute de 10 ^-12 rendent le risque de chute d'un avion commercial extrêmement faible. Par contre, la nécessité d'une protection contre les chutes d'avions de l'aviation générale est impérative.

Compte tenu des caractéristiques des appareils utilisés et de l'effet des impacts sur les structures en béton armé, EDF a distingué les deux projectiles suivants :

Un monomoteur à hélice de 1500 kg, dont le moteur de 250 kg constitue un projectile " dur " et perforant ; il s'agit du CESSNA 210, représentatif de 80 % du trafic de l'aviation générale ;

Un biréacteur d'affaire de 5 700 kg, dont les réacteurs sont à l'arrière et qui constitue un projectile " mou " provoquant l'ébranlement général du bâtiment atteint ; il s'agit du LEARJET 23, qui représente 20 % du trafic de l'aviation générale.

La vitesse d'impact considérée est de 100 m/s, ce qui correspond à 360 km/h, vitesse atteinte au terme des phases de décollage et précédant l'atterrissage.

Les bâtiments importants pour la sûreté, dont le bâtiment du réacteur, sont calculés pour résister sans dommage aux impacts correspondants. Mais certains ne sont protégés que contre le choc perforant, le plus probable.

Les critères utilisés pour le calcul des structures sont très contraignants. Selon les paliers de réacteurs, le ferraillage du béton doit rester dans le domaine élastique ou ne subir qu'une faible déformation plastique, inférieure à 0,8 %. Dans ces deux cas, les marges par rapport à la ruine du bâtiment sont considérables alors que seulement un début de ruine peut endommager les matériels situés à l'intérieur, par la création de projectiles secondaires.

De très nombreux essais ont été réalisés pour mettre au point et qualifier les codes de calcul utilisés pour définir les murs en béton armé assurant une protection ; ils ont permis de déterminer les lois de perforation du béton armé sous l'impact d'un projectile dur.

Le diamètre de la zone la plus sensible d'une tranche nucléaire, l'enceinte de confinement, est inférieur ou égal à 50 mètres. Un cercle de 25 kilomètres de rayon a une surface un million de fois plus importante. Une probabilité d'impact de 10 ^-7 par an sur une enceinte de confinement correspond donc à une probabilité de chute d'avion de 0,1 par an dans ce cercle.

Si l'on n'oublie pas qu'il y a, en France, près de 20 sites nucléaires comportant des réacteurs en exploitation, la probabilité d'impact de 10 ^-7 par an et par réacteur due à l'aviation militaire est cohérente avec l'observation, tous les ans, de la chute d'un ou deux appareils militaires à moins de 25 km d'une centrale nucléaire française, ce qui justifie les précautions prévues.

II Le confinement du corium

Beaucoup de recherches concernant le corium doivent être encore conduites.

Il convient d'examiner attentivement la possibilité de maintenir le corium dans la cuve, par exemple en injectant de l'eau de refroidissement, mais il est difficile de définir si cela est possible dans des conditions tardives.

La manière également dont le corium va attaquer la cuve, puis la percer, est fondamentale pour construire le récupérateur de corium.

Les concepteurs de l'EPR pourraient également envisager la mise en place du récupérateur de corium dans l'enceinte, ce qui améliorerait le confinement en cas d'accident grave.

Comme nous le verrons également dans le paragraphe suivant, l'interaction entre le corium et l'eau, et la production d'hydrogène qu'elle dégage, demeure un axe d'étude à privilégier.

Dès 1991, suite à la lettre de la DSIN à EDF, FRAMATOME et CEA donnant les directives pour la prise en compte des accidents graves dès le stade de la conception des réacteurs du futur, le CEA, en concertation avec ses partenaires, a lancé un programme de R & D complémentaire de ce qui était étudié par l'IPSN pour ses travaux d'expertise. Ce programme est mené en étroite collaboration avec l'organisme allemand de R & D, FZK (Centre de Karlsruhe) et est également l'objet de coopérations internationales avec divers organismes, et notamment avec l'Union Européenne dans le cadre du 4ème PCRD.

Ce programme de recherche est l'objet d'un plan de développement démarré en 1992 et réactualisé en 1997 pour la période 1997 - 2001.

Il a été défini autour de quatre thèmes principaux avec, pour chacun d'eux, le développement de moyens de calcul et la réalisation d'expériences de qualification :

• Comportement du corium en cuve avec l'étude des processus de rupture de la cuve et des possibilités de le maintenir en cuve par un refroidissement externe ;

• Comment, après rupture de la cuve, arrêter et refroidir le corium à l'intérieur de l'enceinte de confinement ?

• Comment maîtriser le risque explosion vapeur en cuve et hors cuve ?

• Comment éviter le risque hydrogène dans l'enceinte de confinement ?

A) Corium en cuve et refroidissement associé

Le code TOLBIAC décrit en trois dimensions le comportement de bains de corium avec possibilité de stratification des différents constituants, oxydes et métaux, ainsi que l'ablation des parois. L'expérience BALI, représentant à l'échelle 1 une tranche de fond de cuve EPR et utilisant l'eau salée chauffée par effet Joule comme matériau simulant, est utilisée pour caractériser les transferts de chaleur à la paroi. Ces données seront complétées par celles obtenues dans le programme RASPLAV, réalisé en Russie avec des matériaux réels, dans le cadre de l'OCDE.

Le code de mécanique CASTEM, qualifié à partir des expériences sur acier de cuve à haute température, RUPTHER, permet de prédire la rupture de la cuve. Ces conditions de rupture de cuve permettent de connaître les conditions initiales de fonctionnement du récupérateur hors cuve.

Enfin, le code CATHARE, qualifié à partir de l'expérience SULTAN, permet de traiter le problème du refroidissement externe de la cuve et de son efficacité. Tous ces programmes sont très avancés et doivent apporter dès 1998 des résultats intéressants.

B) Corium hors cuve

Le concept de récupération du corium, suite à une rupture de la cuve dans EPR, est basé sur l'étalement de ce corium sur une surface déportée hors du puits de cuve, et son refroidissement par renoyage avec des systèmes passifs. Pour favoriser l'étalement et protéger les matériaux du radier, celui-ci est recouvert d'une couche de matériau sacrificiel qui se mélangera au corium lors de son transfert vers le récupérateur et lors de son étalement.

Le CEA développe le code THEMA pour décrire le processus d'étalement et de solidification du corium.

Pour identifier les phénomènes physiques et mettre au point les modélisations à utiliser, un premier programme expérimental, le programme CORINE, a été réalisé avec des matériaux simulants à bas point de fusion.

Pour qualifier plus précisément les modèles et étudier également les interactions du corium avec les matériaux constituant la structure du récupérateur, on a développé l'expérience VULCANO ^{10( * )} , qui doit permettre la coulée à des températures pouvant atteindre 2800°C de 100 à 150 kg de corium prototypique ^{11( * )} de diverses compositions (oxyde d'uranium, de zircaloy, de fer, acier, produits de la décomposition du béton : silicates, oxydes de calcium etc.) et son étalement sur divers supports. Le four de fusion, qui utilise une technique originale d'arc plasma, a nécessité une période de deux ans de mise au point technologique avec des matériaux simulants. Au cours du mois de décembre 1997, on a réalisé une première coulée d'une centaine de kilos d'un corium représentatif du corium du projet EPR et son étalement. Le dispositif est maintenant opérationnel, tant au niveau de la maîtrise de la coulée (composition du corium et débit) que de l'instrumentation. Un effort important est fait pour l'analyse post mortem des matériaux étalés. Ce programme se poursuivra au cours des prochaines années, en particulier, avec la mise au point d'une technique de maintien en chauffage de ce corium lors de la phase d'étalement pour simuler la puissance résiduelle et être ainsi mieux à même de traiter les problèmes d'interaction avec les substrats.

Par ailleurs, diverses études de base sont effectuées sur le corium pour une meilleure connaissance des propriétés physiques et physico-chimiques (diagrammes de phases de mélanges complexes) utilisées dans les codes de calcul. Ces expériences mettent alors en jeu quelques centaines de grammes de produits.

III Explosion vapeur

Le CEA développe le code de calcul MC3D multiphasique, multiconstituant qui traite, en tridimensionnel, de la fragmentation du corium, de son interaction avec l'eau et de la propagation des ondes de pression. Un couplage avec le code de mécanique en dynamique rapide (PLEXUS) permet d'évaluer les conséquences mécaniques sur les structures environnantes. Plusieurs expériences à caractère très analytique (BILLEAU, TREPAN, MICRONIS) permettent de qualifier les modèles de base du code. Le code est confronté aux résultats expérimentaux obtenus en Allemagne et à ISPRA (FARO) sur ce sujet.

IV Compte rendu succinct de l'essai VULCANO VE-U1

Il m'a paru intéressant de vous communiquer le compte rendu de l'essai VULCANO tel qu'il a été rédigé par le CEA.

"Le 2 décembre 1997, à 12 h 26, en salle de contrôle VULCANO, la tension atteint un maximum. L'ordre de coulée vient d'être donné, le premier corium prototypique sort du four et se déverse sur la section d'essai.

"Cet essai, VE-U1, le premier en corium réel, est une réussite :

• la fusion en deux passes, selon la procédure établie lors des essais VE-06 et 07, s'est déroulée conformément aux prévisions tant du point de vue des matériaux que du point de vue de la thermique.

• la coulée a été parfaitement maîtrisée avec un maintien de l'arc plasma pendant toute la phase de basculement et retour du four en position horizontale.

• l'étalement du corium et son comportement pendant sa progression ont été suivis en direct et enregistrés non seulement par les caméras fonctionnant dans le spectre visible, mais aussi par l'ensemble de l'instrumentation (pesée, thermocouples, pyromètres et thermographie infrarouge).

• la contamination dans la casemate est restée dans les limites estimées.

"Pour cet essai, conformément aux engagements pris dans le cadre de la collaboration européenne, la charge (45 % w, UO2, 20 % w, Zr02, 20 % w Si02, 13% w Fe304, 2% w FE203°) était représentative d'un corium mélangé à un béton sacrificiel ; cette composition conduit à une température liquidus théorique de 1980°C avec un écart solidus/liquidus de l'ordre de 900°C. Pendant la coulée, la température du corium en sortie four est restée comprise entre 2400 et 2200°C.

"Du point de vue phénoménologique, une masse de 47 kg s'est déversée de manière continue sur la surface d'étalement (briques de zircone) avec un débit moyen de l'ordre de 2 kg/s, ce qui a conduit à recouvrir pratiquement l'ensemble de la section d'essai et donc à une longueur d'étalement d'environ 1,20 m. Comme dans VE-07, la hauteur étalée est relativement faible (1 à 3 cm), les films montrent très nettement une progression discontinue du front et un comportement de la surface libre assez hétérogène.

"L'analyse des données enregistrées et des échantillons qui seront prélevés prochainement (aussi bien dans le corium étalé que dans les briques de zircone) permettra sans aucun doute d'aller plus loin dans l'interprétation et la modélisation des phénomènes observés.

"Cet essai, tout à fait complémentaire de ceux réalisés par les autres équipes européennes, devrait ainsi contribuer à la qualification des logiciels".

Chapitre III
L'îlot non nucléaire

Dans ce titre consacré aux apports scientifiques du projet EPR, j'ai jugé utile, bien que cela ne constitue pas le coeur du rapport, de vous indiquer en quelques mots ce que sera la centrale nucléaire de l'an 2000, l'EPR n'en constituant que l'îlot nucléaire.

Le programme REP 2000 désigne l'ensemble des actions nationales et internationales conduites par EDF pour préparer le prochain palier.

Il ne faut pas le confondre avec les EUR ("European Utilities Requirements") qui constituent un cahier des charges commun entre les électriciens européens.

Les apports du projet REP 2000 portent en particulier sur la salle des machines, le génie civil, l'équipement mécanique et le bâtiment électrique.

I La salle des machines

La salle des machines du futur palier "REP 2000 " destinée à équiper le parc nucléaire du XXI ^e siècle est en cours d'élaboration. Elle a été conçue dans la perspective d'une augmentation de la puissance de l'installation pour en abaisser le coût du kWh. En effet, devant la concurrence croissante des énergies fossiles, il est indispensable d'associer toutes les composantes d'un nouveau bloc usine à la recherche de compétitivité, et l'îlot conventionnel doit lui aussi prendre sa part dans cet objectif.

Jusqu'au palier N4, l'ampleur du chantier nucléaire français était telle que chaque palier se construisait à partir du précédent ; N4 s'est nourri de P4, qui fut alimenté par P4, lui-même issu des CPY et CP0. Avec le REP 2000, les ingénieurs ont pu disposer d'un délai qui leur a permis d'approfondir leur réflexion. 25 ans après le lancement des paliers REP, la nécessité de repenser, reconstruire, reformuler les besoins en sûreté, en disponibilité, en conception, en exploitation et en maintenance s'est fait jour, ne serait-ce que pour bénéficier pleinement du retour d'expérience.

Précédé d'un avant-projet sommaire achevé en juin 1996 sous la conduite de l'EDF, un avant-projet détaillé est actuellement mis au point dans l'optique du marché européen, qui impose désormais la sollicitation de plusieurs fournisseurs. Partant de ce postulat, les ingénieurs d'EDF ont imaginé de bâtir plusieurs variantes de cette nouvelle salle des machines, chacune s'adaptant à un certain type de groupe turboalternateur (GTA), aux dires de leur constructeur.

Cette salle des machines devant répondre, comme l'îlot nucléaire, aux impératifs de compétitivité du futur palier, il était indispensable d'inventer de nouveaux gisements de productivité. Le plus évident réside naturellement dans l'augmentation de puissance, permettant ainsi d'abaisser le coût du kWh. A l'origine, REP 2000 devait s'aligner sur la puissance nominale du palier N4, soit 1 450 MW. La direction technique d'EDF a demandé, en juin 1997, d'examiner la faisabilité, et l'impact sur le coût, d'une augmentation de puissance de 15 % environ, soit 1 700 MW nets. En septembre 97, une phase de reprise d'avant-projet sommaire de l'îlot conventionnel a démarré. Cette phase devrait s'achever fin mars 1998, et devrait permettre de poursuivre l'APD sur de nouvelles bases.

Le calendrier de réalisation est lié a la décision politique de construire une tête de série EPR. EDF a examiné, à l'automne 1997, l'option d'une salle des machines à deux lignes d'arbre. Aujourd'hui, si les premiers éléments transmis par les constructeurs de groupes turboalternateurs montrent que l'outil industriel actuel pourrait convenir, moyennant quelques adaptations, il s'avère que le coût actualisé en serait trop élevé sans avantage significatif au plan technique.

II Le génie civil

Répondre aux objectifs fixés pour cette salle des machines imposait de remettre à plat tout l'acquis des paliers précédents. Il s'agissait de concevoir une nouvelle structure, encore plus performante que celle de N4 en termes de coût et de délai, l'un et l'autre étant indissolublement liés. Les dimensions de l'enjeu tenaient à la fois à la construction, mais aussi à l'exploitation et, fait nouveau dont je me félicite, à la déconstruction de l'édifice en fin de vie. En outre, la perspective où des EPR seraient implantés sur des sites où des réacteurs seraient démantelés est tout à fait plausible.

Si les salles des machines des paliers précédents étaient une évolution de l'installation antérieure, avec les adaptations imposées par le nouveau palier, REP 2000 participe d'une redéfinition complète de l'ouvrage, en posant quelques grands principes de base :

• les charges d'exploitation sont toutes fixées à 2 t/m ² , alors que, jusqu'à présent, elles variaient, d'une zone à l'autre, de 0,5 à 2 t/m ² ; cette solution évite un zonage des planchers en fonction de ce qu'ils peuvent supporter et supprime ainsi de nombreuses contraintes d'exploitation dans la dépose des pièces les plus lourdes ;

• une préfabrication optimisée, grâce notamment à l'uniformisation des charges d'exploitation et à une trame homogène, les poteaux étant tous régulièrement espacés ;

• de réelles innovations dans la structure et les matériaux qui ont permis d'autres progrès, tout en se limitant à ce qui est aujourd'hui acquis dans la réglementation ; aussi le béton armé cède-t-il ici la place au BHP (béton hautes performances), en attendant dans le futur les BPR (bétons à poudre réactive) et autres BSI (bétons spécifiques industriels). La grande innovation de cette salle des machines réside dans son principe constructif, celui d'un "immeuble de grande hauteur" : un noyau central en béton (les poteaux supports de la table de groupe) sur lequel s'appuie une structure métallique. C'est ce noyau central qui reprendra les efforts latéraux supportés par le bâtiment et transmis par la charpente métallique, en économisant près de 5 000 tonnes de béton contre un ajout de 1 000 tonnes de métal ;

• l'installation d'un pont roulant de 500 tonnes destiné aux manutentions du stator. Jusqu'à REP 2000, un pont de 270 tonnes équipait les salles des machines. Pour installer le stator, les ingénieurs disposaient des tours spéciales destinées à cette seule opération. Le retour d'expérience montre qu'un changement fortuit de stator -qui apparaissait inconcevable dans le passé- est aujourd'hui parfaitement plausible. Ce pont évitera de nombreuses et coûteuses manipulations. Le changement d'un stator, pouvant survenir après une vingtaine d'années d'exploitation, s'effectuera désormais pendant un arrêt de tranche, facilité par la présence entre les salles de machines des deux tranches d'un "pôle opérationnel d'exploitation" (POE), vaste bâtiment destiné à abriter les services tertiaire, maintenance et exploitation de la futur centrale ; le POE rapproche encore un peu plus toutes les fonctions nécessaires à l'exploitation des tranches, mais sa situation interdit désormais la reproduction d'une tranche 2 par simple translation de la tranche 1. Il faut maintenant raisonner par symétrie, notamment pour la fonction d'évacuation de l'énergie, qui sera située soit à gauche, soit à droite de la salle de machines.

La table de groupe mesure 70 mètres de long, 18 mètres de large et 4 mètres de haut. Elle accueille le groupe turboalternateur. Cet ensemble impressionnant représente une masse de 7 800 tonnes, isolée du reste de la structure et suspendue grâce à 74 boîtes de ressorts. Cette méthode de mise en oeuvre, utilisée depuis les paliers 900 MW, permet, grâce au génie civil, un réglage altimétrique. C'est en réglant les boîtes de ressorts que le constructeur corrige le lignage des 70 mètres de l'ensemble en rotation. Le gain en termes de délais est considérable : plus de deux semaines par rapport à un réglage mécanique par paliers et coussinets.

De telles innovations ont permis des gains importants par rapport à N4 : - 13 % en termes de surface de la construction. Les coûts de construction ont diminué de 16 % et l'utilisation de ces solutions innovantes laisse espérer des gains de l'ordre de 53 % dans les délais (25 mois au lieu des 46 nécessaires à la construction de la salle des machines du N4).

III L'équipement mécanique

L'innovation majeure dans la mécanique du groupe est l'introduction de trois motopompes alimentaires sur le circuit secondaire, qui viennent remplacer les deux turbopompes utilisées jusqu'au palier N4. Ces puissants moteurs renvoient l'eau condensée du circuit secondaire vers les générateurs de vapeur. De deux pour N4, REP 2000 s'autorise à passer à trois pompes grâce à un gain en termes de coût, ce qui permet de disposer d'une pompe de secours et entraîne un gisement d'économies et de place du fait de la suppression de l'échappement vapeur des anciennes turbopompes. Même si elles sont un peu plus délicates à exploiter dans la gestion du circuit secondaire, l'évolution sera source de gains importants.

La disposition des équipements mécaniques autour du groupe turboalternateur est l'héritière de toutes les salles des machines qui précèdent REP 2000. La position des équipements, parfois fort imposants, entrait jusqu'à présent dans une sorte de tradition constructive bien établie. Ainsi la bâche alimentaire était-elle suspendue à près de 27 mètres de hauteur, parallèlement à l'axe du groupe turboalternateur, dans une travée particulière de 10 mètres de large, dite " travée bâche " : elle est ramenée en tête de salle des machines, perpendiculairement à l'axe du groupe et au niveau du plancher turbine à 16,60 m. Le dégazeur y est intégré et non plus placé au-dessus. Le facteur décisif de cette évolution est justement l'introduction de trois motopompes, permettant d'éviter le complexe système d'échappement basse pression des turbopompes. Dans la foulée, on redresse les sécheurs-surchauffeurs en position verticale pour gagner encore de la place.

Actuellement, la direction de l'équipement d'EDF réfléchit à l'amélioration des performances de la tranche en termes d'exploitation et de taux d'intervention sur les arrêts de tranche, afin de conquérir de nouveaux gains de productivité pour REP 2000.

D'autres modifications venant de l'EPR interfèrent aussi avec le projet de salle des machines, au niveau de la source froide. C'est, notamment, le passage à quatre voies de sûreté dans le circuit SEC, au lieu des deux voies A et B des paliers précédents.

IV Une exploitation plus facile du poste d'évacuation d'énergie

Le palier N4 était fortement novateur du point de vue technique. Les plates-formes d'évacuation de l'électricité étant disposées au-dessus des transformateurs blindés, l'installation, née à Paluel, permettait un gain de place important, solution intéressante pour des sites un peu exigus. Mais la compacité obtenue se marie mal avec la maintenance, favorisée par une meilleure accessibilité des matériels.

Les plates-formes d'évacuation d'énergie étaient jusqu'à présent construites selon le standard palier. Une évolution pourrait aboutir à les construire en fonction du site. Les trois transformateurs qui élèvent la tension de 20 000 à 400 000 volts sont, dans le palier N4, alignés dans des casemates. Au-dessus, la plate-forme comporte tous les disjoncteurs et autres sectionneurs. Là aussi, l'expérience montre que les exploitants peuvent être amenés à sortir ces transformateurs de leur casemate en cours de vie de la centrale, contrairement à l'idée première d'une installation fixe et définitive.

Sur le N4, on disposait de deux transformateurs, l'un de soutirage à trois enroulements (puissance 3 x 32 MVA) pour alimenter les tableaux 6 600 volts, l'autre auxiliaire à deux enroulements (puissance 2 x 32 MVA). Désormais, sur REP 2000, ce sont trois transformateurs identiques (puissance 2 x 45 MVA) qui servent le soutirage vers les lignes 10 kV des quatre trains de sûreté, ou les auxiliaires. Cette standardisation limite le nombre de pièces de rechange et abaisse le coût. Autre nouveauté, l'introduction sur REP 2000 de changeur de prise en charge pour modifier la tension alors que, sur N4, l'absence de régleur du rapport de transformation n'autorisait qu'un réglage manuel. Ce dispositif sophistiqué et onéreux (15 % du prix du transformateur) permet d'éviter un surdimensionnement des tableaux électriques qu'il protège des courts-circuits.

V Un nouveau bâtiment électrique

Dernière grande évolution de REP 2000 : l'apparition d'un bâtiment électrique non classé (BLNC), aligné le long de la salle des machines et destiné à recevoir tous les circuits électriques qui ne ressortent pas de la sûreté. Ce bâtiment, moins exigeant en génie civil que le très sensible bâtiment électrique, permet là encore un abaissement des coûts.

L'augmentation de puissance ne va pas cependant sans poser de réels problèmes, essentiellement dans le domaine du transport des matériels. C'est le cas de l'alternateur. Le réseau SNCF accepte une charge maximale de 450 tonnes avec un gabarit limité. Le stator de REP 2000 devra donc être transporté en deux parties et le bobinage, effectué auparavant en usine, se fera sur site.

TITRE III

FAUT-IL CONSTRUIRE UN EPR ?

Il ne m'est pas possible de traiter du projet EPR sans aborder la question des décisions à prendre. Toutefois, avant de vous proposer une conclusion, j'analyserai l'intérêt économique du projet puis j'opterai pour un raisonnement a contrario en posant dans un second chapitre la question suivante : qu'adviendrait-il si nous ne réalisions pas le projet EPR ? A partir de ce constat, nous verrons se dessiner une conclusion.

Chapitre I
L'économie du projet EPR

Ce rapport n'a pas pour objet de traiter de l'énergie nucléaire et de son devenir, mais un milliard de francs ayant déjà été engagé pour les études relatives au projet EPR, il est légitime de se poser quelques questions sur sa faisabilité économique, fondamentalement liée à la durée de vie des centrales nucléaires.

S'il s'agit de construire un prototype, le projet EPR n'est pas rentable et ne peut l'être en aucun cas. Comme cela a été souligné à plusieurs reprises lors de l'audition du 4 mars, ce projet n'a de viabilité économique que s'il constitue la tête d'une série d'au minimum 7 à 8 réacteurs (le remplacement du parc représente environ 35 réacteurs car un réacteur EPR remplace 2 chaudières de 900 MWe).

Aussi me semble-t-il utile de dresser un bref panorama des chances de mise en chantier de l'EPR et surtout de son impact sur le maintien des compétences, qui est essentiel pour la sûreté des centrales électro-nucléaires de demain.

Les commissions parlementaires de l'Assemblée nationale et du Sénat ont engagé des travaux très importants sur l'avenir énergétique de la France ; elles vont publier prochainement des travaux beaucoup plus exhaustifs que les quelques lignes qui suivent, qui n'ont pas d'autre objet que de rappeler quelques données essentielles à la compréhension du projet.

La compétitivité économique du projet EPR n'est pas encore complètement établie et je partage largement l'analyse développée par le Dr Fabian, représentant des électriciens allemands, devant l'OPECST, le 4 mars dernier. Il soulignait que :

" Si jamais on l'utilise et qu'on essaie de faire des calculs sur les coûts de production d'électricité, on arrive au coût de production d'électricité de l'industrie du charbon. Je crois qu'en fait, on se trouve en concurrence parfaite avec le charbon. Maintenant, la situation est différente selon que vous êtes proches ou loin des ports, si vous êtes prêts d'un port vous vous situez pratiquement au même niveau de prix, si vous êtes loin des ports, le nucléaire est plus intéressant que le charbon.

D'un autre côté, nous sommes en train, pour ce qui est des coûts de production d'électricité, de les réduire pour l'EPR et l'on est en train de faire ces calculs de coûts en phase d'optimisation. Vous trouvez déjà de bonnes bases de départ permettant de réduire ces coûts d'électricité. Par rapport au charbon, nous avons une identité de situation en matière de compétitivité. Nous sommes compétitifs et nous le sommes plus par rapport à ceux qui sont loin des ports.

Nous n'avons pas encore atteint la compétitivité par rapport aux turbines à gaz. J'ai dit qu'un motif pour l'exploitant allemand de participer à la construction de nouvelles centrales était en fait que nous ne voulions pas nous fonder exclusivement sur les prix actuels du gaz et que nous ne voulons pas nous fonder sur un seul secteur, mais nous voulons essayer de maintenir ce panachage de secteurs énergétiques ".

I  Les incertitudes liées à la politique énergétique

Votre Rapporteur n'a qu'une seule conviction sur la politique énergétique : il est important de ne pas avoir de certitudes.

L'industrie nucléaire est une industrie lourde. Il faut sept ans pour construire une centrale nucléaire, contre environ deux ans pour une centrale au gaz.

Or, si aujourd'hui la compétitivité du gaz s'est fortement accrue, le coût total de l'énergie électrique produite à partir du gaz dépend pour les deux-tiers du coût du combustible lui-même.

Aussi la fourchette des coûts est-elle, pour cette filière, beaucoup plus ouverte que pour le nucléaire. Par exemple, les prévisions de prix retenues par le groupe "coûts de référence" varient pour le gaz du simple au double (de 2 $ MBTU à 4 $ MBTU).

Il est probable qu'entre 2010 et 2020, le choix sera plus ouvert entre la filière nucléaire et le gaz qu'il ne l'a été en 1975.

Il est nécessaire, d'ici là, de garder la maîtrise technologique de la filière nucléaire.

L'Assemblée nationale a constitué une mission d'information sur l'énergie et votre Rapporteur s'en remet à ses conclusions pour ce qui est de la définition globale de la politique énergétique.

Toutefois, quelques conclusions a priori incontestables peuvent déjà être avancées.


• Le renouvellement massif du parc de centrales nucléaires ne se produira au plus tôt qu'à partir de 2010 et plus probablement 2015.


• Différer d'une année le renouvellement d'une seule centrale nucléaire permet à l'exploitant d'économiser environ 500 millions de francs.

De ce fait, la tentation est grande, pour EDF, de prolonger la vie de ces centrales au-delà de 2010 car, l'équipement étant amorti, l'entreprise bénéficie pleinement d'un effet de " rente ".


• Sous l'effet des radiations, la structure moléculaire des métaux se modifie et il arrive un moment où ces derniers perdent leurs propriétés (cf. supra), ce qui rend hasardeux tout pronostic sur la durée de vie des centrales nucléaires.

Or, si la compétitivité de l'énergie nucléaire s'est incontestablement réduite, elle n'a pas pour autant basculé.

Le prix de revient du courant électrique d'une centrale du palier N 4, comme Civaux, est évalué par EDF à 22 centimes par Kw/h contre 23 centimes par Kw/h pour les centrales à charbon et 24 centimes pour celles au gaz.

L'objectif initial du projet EPR était de parvenir à un coût de l'ordre de 20 centimes par Kw/h (soit - 10 % par rapport aux meilleures centrales à charbon).

L'amélioration des performances des centrales au charbon et au gaz a conduit EDF à fixer un objectif, que je juge très ambitieux, de 18 centimes par Kw/h.

La baisse du prix des hydrocarbures actuellement constatée pourrait contraindre EDF à améliorer encore ce chiffre, mais cela tient de la gageure.

L'argument économique du coût plus bas de l'énergie nucléaire n'est plus suffisant pour engager la construction de centrales nucléaires, si nous prenons en compte la moindre immobilisation de capitaux des centrales classiques et la rapidité du retour sur investissement.

Les véritables arguments de poids en faveur de l'énergie nucléaire reposent aujourd'hui sur la sécurité d'approvisionnement, l'indépendance énergétique de la France et la lutte contre l'effet de serre.

II Les incertitudes impliquent une amélioration de la compétitivité
du projet EPR avant de pouvoir envisager une quelconque
construction

Le cadre économique général a été fort bien retracé par M. Mandil, Directeur Général de l'énergie, qui soulignait, lors de l'audition du 4 mars, qu' " actuellement, il y a en France un excédent de capacité de production en base d'environ 5 à 6 gigawatts, c'est-à-dire de l'ordre de quatre tranches. Cela ne veut pas dire que ces tranches sont arrêtées, mais que des tranches qui devraient fonctionner en base fonctionnent en semi-base, ou ne fonctionnent pas autant qu'elles le devraient.

Compte tenu d'un certain nombre d'événements, dans le détail desquels je n'entrerai pas, mais qui sont à l'esprit des personnes ici présentes, compte tenu des nouveaux entrants qui vont se manifester dans le cadre de la suppression de certains monopoles d'électricité de FRANCE, on peut estimer, en faisant abstraction pour l'instant du problème de la fermeture éventuelle des tranches les plus anciennes, que cette sur-capacité devrait être résorbée vers 2020 ....

.... Cependant, cela veut quand même dire que les besoins d'investissement éventuels, dans de nouvelles unités électro-nucléaires, se manifesteront plus vraisemblablement d'abord à l'occasion du renouvellement du parc, c'est-à-dire à l'occasion de l'événement constitué par le déclassement des tranches les plus anciennes. Là, en plus de la question de la date, sur laquelle je reviendrai, se posent deux autres questions dont la première est de nature économique. Est-ce qu'à ce moment, compte tenu de l'ouverture du marché, compte tenu de la mise en concurrence à la production, l'EPR sera compétitif par rapport à d'autres modes de production en base ?

Tout le monde pense essentiellement aux turbines à gaz, ainsi qu'au cycle combiné, mais il peut y avoir d'autres possibilités. Cependant, ce n'est pas aujourd'hui qu'on peut donner une réponse définitive. On peut simplement dire que si les chiffres qui ont été évoqués ce matin sont tenus, on a toutes les raisons de penser que l'EPR sera compétitif par rapport à d'autres modes de production. Cela dit, il n'y a pas une marge de compétitivité telle qu'il faille relâcher les efforts.

La deuxième question est de nature politique :

Est-ce que le gouvernement de l'époque, est-ce que le parlement de l'époque, est-ce que l'opinion publique de l'époque considéreront qu'il convient de remplacer du nucléaire par du nucléaire ou non ?

Là encore, il est exclu de répondre à la question aujourd'hui, celle-ci se posera plus tard. La seule chose que je puisse dire est quelles sont les instructions que le gouvernement d'aujourd'hui donne à ses fonctionnaires ; celles-ci consistent à faire en sorte que tous les choix soient possibles. Laissons les options ouvertes et préparons-nous, notamment, à ce que l'option nucléaire puisse être approuvée, le moment venu.

Reste à savoir quand.

La date dépend largement des décisions qui seront prises par les autorités de sûreté sur la durée de vie des réacteurs actuels. Je rappelle simplement, pour fixer les idées, que le premier réacteur à eau pressurisée actuellement en fonctionnement a été mis en service en 1977, c'est-à-dire qu'en 2007, cela fera 30 ans. Fonctionnera-t-il 30 ans ? S'il doit fonctionner 30 ans, il faudra le fermer en 2007.

Si les autorités de sûreté - et elles seules seront responsables de cela - décident qu'on peut prolonger la durée de vie de ces réacteurs et la porter à 40 ans, cela renvoie le problème à 2017, et il faudra s'en réjouir ; je comprends que cela posera des problèmes aux industriels, mais ce sera néanmoins une bonne nouvelle que la durée de vie des réacteurs actuels soit portée à 40 ans. En effet, cela voudra dire que la collectivité nationale bénéficiera d'une productivité de son outil de production d'électricité bien plus élevée que prévue.

Voilà où nous en sommes, pour ce qui est du paysage français. Si Fessenheim s'arrête en 2007, compte tenu de la surcapacité, il n'y a pas de raison économique de le remplacer ; s'il s'arrête en 2017, cela tombera à un moment où, la sur-capacité étant proche de la résorption, son remplacement sera nécessaire .... ".

L'amélioration de la compétitivité du projet EPR est donc une nécessité.

Atteindre un prix de revient de l'ordre de 18 centimes du Kw/h implique de modifier le projet EPR tel qu'il est actuellement conçu.

Une modification est stratégique, les autres sont plus techniques.

A) Une modification stratégique : l'abandon du suivi de charge

Le débat sur l'aptitude de l'EPR à assurer le suivi de charge conditionne le bilan énergétique futur de la France.

Un moyen important de réduction des coûts d'investissement et de fonctionnement du projet EPR consiste à abandonner la fonction de suivi de charge pour avoir un fonctionnement de la centrale à pleine capacité en permanence.

En effet, cela permet d'alléger tous les dispositifs liés à la variation de puissance.

Cette réflexion a été évoquée, au cours de l'audition publique, par M. Pierre Daures, Directeur général d'EDF

Elle pourrait impliquer à long terme, au fur et à mesure que les contrôles nucléaires atteindront leur fin de vie, que le nucléaire ne sera pas remplacé à 100 % par du nucléaire, mais cette conclusion m'est propre, les déclarations de M. Daures étant sensiblement plus nuancées :

" L'EPR a fonctionné selon son âge et sa montée progressivement en sortant de l'aval. Dans l'état actuel des connaissances et des prix d'énergie, EPR est la première vague de réacteurs que nous commanderions si la politique énergétique confirmait le choix nucléaire pour l'électricité. Le fonctionnement serait en base, ce qui fait qu'on peut probablement réserver le suivi de charge à leurs confrères qui seront toujours en activité, ou aux confrères qui les suivront.

On peut imaginer qu'il y ait une première génération de réacteurs nucléaires plus simples, uniquement sur la base, et on peut faire le calcul : ceci concernerait 6 à 8 tranches.

Compte tenu des données actuelles, il est clair que tout ce qui est énergie de semi-base devra être fait par d'autres processus que le nucléaire. Cette donnée civique se heurte au fait qu'il continue d'exister des réacteurs amorcés ; il serait donc inutile de procéder à un remplacement anticipé. On utilisera donc les réacteurs existants pour faire l'énergie semi-base pendant encore longtemps. Cependant, s'agissant d'ouvrages nouveaux, nous avons à constituer le parc ; il serait, pour la base, fait de l'EPR et, pour la semi-base, fait d'installations thermiques classiques (charbon propre ou turbine à combustion) ".

Cette vision est cohérente avec les travaux de recherche conduits par EDF sur les centrales à charbon.

B) Les améliorations techniques pour réduire les coûts de construction

Dans la mesure où l'objectif de compétitivité de l'EPR n'est pas atteint, il est nécessaire " d'optimiser " le projet et nous devons être particulièrement vigilants au cours de cette phase, car je redoute l'abandon de certains apports en matière de sûreté.

-- le premier moyen pour améliorer la compétitivité est d'accroître la puissance. Le calcul est simple : si un investissement produit plus que prévu, le coût unitaire de chaque produit diminue.

L'îlot nucléaire du projet EPR permettrait, en l'état actuel des techniques, de tirer une puissance de 2000 Mw. La limitation de puissance aux environs de 1700 Mw résulte de la partie classique de la centrale et des problèmes de gestion du réseau qu'induisent des centres de production très importants.

D'autre part, les moyens industriels existants ne permettent pas de construire des générateurs de vapeur d'une puissance suffisamment importante pour transformer en électricité toute la puissance produite par la fission nucléaire, mais je suis convaincu que cet obstacle, plus industriel que technologique, pourra être levé dans les années à venir.

-- la réduction des délais de construction est un élément fondamental de réduction des coûts, du fait de l'importance des financements qui doivent être mobilisés.

Il est évident qu'une partie des délais pourraient être réduite en modifiant les procédures administratives, comme le souhaitent les exploitants ; toutefois, ce problème n'est pas si simple dans la mesure où il est impossible de préjuger des recours juridictionnels qui accompagnent quasi systématiquement la mise en oeuvre de ce type de projet.

J'ai déposé, le 20 avril 1993, une proposition de loi visant à modifier les conditions de délivrance de permis de construire pour les installations nucléaires de base.

Comme je le soulignais alors dans l'exposé des motifs : la création d'installations nucléaires repose, dans notre pays, sur une procédure d'autorisation définie par le décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963, modifié à de nombreuses reprises, dont la dernière remonte au 19 janvier 1990 (décret n° 90-78).

Cette autorisation concerne les installations nucléaires de base et vise donc :


• les réacteurs nucléaires, à l'exception de ceux qui font partie d'un moyen de transport ;


• les accélérateurs de particules, susceptibles de communiquer à ces particules une énergie supérieure à 300 MeV ;


• les usines de préparation, de fabrication ou de transformation de substances radioactives, notamment les usines de préparation de combustibles nucléaires, de séparation des isotopes des combustibles nucléaires, de traitement des combustibles nucléaires irradiés ou de traitement de déchets radioactifs ;


• les installations destinées au stockage, au dépôt ou à l'utilisation de substances radioactives, y compris les déchets.

Le système mis en place par ces textes réglementaires permet de s'entourer d'un maximum de garanties quant au choix du site et à la sûreté de l'installation projetée. C'est ainsi que plusieurs ministères interviennent dans la procédure d'autorisation (outre le ministère de l'Industrie, qui délivre l'autorisation, et le ministère de la Santé, dont l'avis conforme est nécessaire, les ministères de l'Environnement, de l'Intérieur, de l'Equipement, des Transports et de l'Agriculture sont consultés ou informés). C'est également dans cet esprit qu'une enquête publique est diligentée et que le service central de sûreté des installations nucléaires procède à un examen approfondi de la demande.

Parallèlement et simultanément à cette procédure, élaborée dans un évident souci de sécurité et de protection de l'environnement, le droit commun des autorisations de construire s'applique. Une installation nucléaire de base doit donc faire l'objet d'une demande de permis de construire. Or, il ressort, en pratique, que les autorités administratives donnent suite aux demandes de permis de construire de ce type sur simple présentation du récépissé de dépôt d'une demande d'autorisation.

Il s'ensuit que les exploitants des futures installations ont, dans ces conditions, ouvert des chantiers de construction avant même d'avoir obtenu l'autorisation réglementaire approuvant les spécifications techniques de l'installation. Cette attitude, qui met les citoyens et le ministère de l'Industrie devant le fait accompli, est particulièrement choquante et ôte toute utilité à la procédure spéciale d'autorisation.

Pour remédier à cette anomalie, il suffirait de lier les deux procédures, la demande de permis de construire ne pouvant dès lors être déposée qu'après la publication du décret autorisant l'installation. Cette nouvelle exigence rallongerait incontestablement le processus de création, mais améliorerait l'efficacité de la concertation et la transparence, qui devrait présider à tout projet d'implantation d'installations nucléaires de base.

Par contre, un certain raccourcissement des délais serait possible par une procédure d'agrément préalable d'un type de centrale (un " prelicensing ") au vu des exigences des autorités de sûreté. La démarche retenue pour le projet EPR ressemble beaucoup, sans que cela soit dit explicitement, à cette procédure.

Deux tableaux qui figurent en annexe décrivent la procédure en oeuvre aux Etats-Unis.

III Le renouvellement du parc des centrales nucléaires

A) L'approche technique

En 1999 va commencer la deuxième inspection décennale d'un réacteur de 900 Mégawatts, celui du Tricastin qui, à la différence de la centrale de Fessenheim, correspond aux standards des centrales nucléaires du palier de 900 MW.

A cette occasion, un volume considérable de modifications va être introduit, mais le problème de l'arrêt ou de la poursuite de cette centrale ne sera véritablement posé que dans 10 ans.

EDF pense pouvoir tabler sur une durée de vie de 40 ans pour ces réacteurs. Cette position n'est pas expressément validée par les autorités de sûreté qui sont, et cela est leur rôle, beaucoup plus prudentes et se gardent bien de tout accord formel général.

Il est probable que l'exploitation pourra se poursuivre au-delà de 30 ans, mais votre Rapporteur estime qu'une position de principe sur cette question serait extrêmement dangereuse car les conditions de maintenance ont évolué au fil des ans et certaines centrales ont été plus sollicitées que d'autres.

D'autre part, au cours des arrêts de tranches, de nombreux composants des réacteurs ont été remplacés alors qu'au départ, cela était considéré comme non réalisable, par exemple les générateurs, les boucles primaires ou les couvercles de cuve.

B) L'approche économique

Votre Rapporteur souhaite que la croissance économique de notre pays soit la plus élevée possible. Mais une croissance économique de 2 % génère une augmentation de 1 à 1,5 % de la consommation d'électricité.

Or, l'appréciation du taux de croissance économique moyen sur les 15 ans qui viennent constitue une tâche dans laquelle ne s'aventurera pas votre Rapporteur. Il considère simplement que notre pays doit être capable de faire face à toutes les hypothèses.

Le volume d'exportation d'électricité demeure, dans un contexte de dérégulation, une inconnue très importante, mais il semble probable que les conditions financières des contrats d'exportation d'EDF soient moins favorables dans les années à venir.

En outre, la libéralisation du marché peut conduire à un accroissement des moyens de production de petite taille privés, mais extrêmement compétitifs au niveau des prix.

En tout cas, il est certain que la concurrence et l'exigence de compétitivité s'intensifieront, rendant plus problématique pour les exploitants la réalisation d'investissements dont l'ampleur implique un amortissement sur une longue période.

C) Les incertitudes

Le seul élément d'une centrale nucléaire qu'il est impossible de remplacer aujourd'hui est la cuve du réacteur.

Or, les techniciens, qui pensaient la même chose pour les couvercles des réacteurs de centrales nucléaires, en ont été capables lorsque la nécessité s'en est fait sentir.

Votre Rapporteur considère qu'il n'existe pas d'obstacle technologique insurmontable au remplacement de la cuve d'un réacteur nucléaire ; il s'agit simplement d'une opération complexe et coûteuse que nous serions parfaitement capable de maîtriser d'ici à 2010.

L'analyse que je vous propose signifie qu'il n'existe pas de durée de vie maximale d'une centrale nucléaire ou, plus exactement, que le problème n'est pas technique, mais financier et normatif.

Le problème est un problème de normes et de coût.

Certes, le risque zéro n'existe pas, mais il faut y tendre, ce qui signifie que les améliorations techniques ont vocation à être intégrées dans les nouvelles centrales.

Dans cette perspective, il ne serait pas acceptable qu'en prolongeant ad vitam aeternam la durée de vie des centrales (par exemple jusqu'à une soixantaine d'années), nous nous trouvions en présence de deux catégories de centrales :

- des centrales de type EPR, ayant une sécurité améliorée mais plus coûteuse du fait des exigences de l'autorité de sûreté,

- et des centrales sûres, sans être pour autant au même niveau de sûreté que l'EPR, mais dont la vie pourrait être prolongée pour éviter l'assujettissement à de nouvelles normes.

Les propos de M. Quéniart, Directeur délégué à l'IPSN, lors de l'audition du 4 mars, sont particulièrement éclairants sur ce point : " Je crois qu'il faut rester modeste, car faire des tests de vieillissement représentatifs n'est pas simple car ils sont en général portés sur de courtes durées de vieillissement accéléré, dans des conditions qui ne sont pas tout à fait représentatives .... " .

Chapitre II
Les conséquences de la non-réalisation du projet EPR

Le bien-fondé de la non-réalisation du projet EPR ne se discute pas si nous proposons l'abandon de l'énergie nucléaire. Ce débat n'est pas l'objet de ce rapport, qui se place dans l'option souhaitée par le Gouvernement du maintien de la liberté de choix des décideurs, lorsque sera abordée la question du remplacement des centrales nucléaires en service aujourd'hui. L'engagement ou l'abandon du projet EPR aurait des conséquences importantes sur la recherche et l'industrie, que ce chapitre essaie de mesurer.

La mission des organismes de recherche, et plus particulièrement du CEA, est de maintenir l'option nucléaire ouverte à l'horizon 2010, époque à laquelle les pouvoirs publics devront engager les travaux pour le remplacement des centrales, ce qui implique qu'ils aient auparavant décidé de la physionomie du parc de production d'électricité du pays pour le 21 ^ème siècle. En effet, à partir de cet horizon, les centrales nucléaires les plus anciennes, arrivées en fin de vie, devront être retirées du service.

Pour maintenir l'option nucléaire ouverte, il est essentiel de disposer, à l'horizon 2010, d'un modèle de réacteur encore plus sûr, encore plus compétitif. C'est l'objet du réacteur EPR qui, même s'il présente des avancées notables sur le plan de la sûreté, ne modifiera pas sensiblement la perception de l'énergie nucléaire par l'opinion.

I Hypothèses de réalisation de l'EPR

Deux calendriers d'introduction du REP 2000 (projet EDF de réacteur de prochaine génération reposant sur l'îlot nucléaire EPR) peuvent être envisagés :

A) L'hypothèse " au plus tôt "

Cette hypothèse, qui a la faveur des milieux de l'industrie nucléaire, implique le lancement d'une première réalisation dans le prolongement de la phase d'optimisation du projet. Ceci correspondrait à une décision vers 2000 , conduisant à un début de construction vers 2002 pour un démarrage à l'horizon 2008. Cette première réalisation, qui jouerait le rôle d'un démonstrateur, permettrait de valider la conception du réacteur, d'établir la compétitivité future du palier et d'assurer le retour d'expérience, et, par là, de traiter notamment les inévitables " premières pannes de jeunesse ". Une telle démonstration serait assurément utile aux pouvoirs publics pour leur permettre de prendre leur décision en toute connaissance de cause.

Elle présente toutefois un inconvénient sérieux : la réalisation d'une tête de série est inutile en France car elle aggraverait notre surcapacité ; elle semble improbable pour des motifs politiques en Allemagne, pays qui ne pourra pourtant pas respecter les engagements de Kyoto sans un recours accru à l'énergie nucléaire.

B) L'hypothèse " au plus tard "

Le lancement de la première réalisation se ferait dans l'objectif de remplacer les réacteurs du palier 900 MW qui seront arrêtés à partir de 2017, dans l'hypothèse actuellement retenue d'une durée de vie de quarante ans.

La difficulté de cette hypothèse réside dans le trou d'une dizaine d'années qu'elle implique, qui se traduira par une perte de compétence en matière de recherche et une dégradation du savoir-faire des industriels.

Il faut noter ici que l'agrément du projet EPR par l'autorité de sûreté précisera une échéance et, par conséquent, que le délai pour la réalisation d'une première unité d'un palier, ou le délai entre le démonstrateur et le palier lui-même, sera limité dans le temps.

Le CEA m'a signifié qu'il considère que c'est l'hypothèse " au plus tôt " qui permet le mieux de maintenir l'option nucléaire ouverte à l'horizon 2010.

II Influence de la date de décision sur les programmes menés au
CEA

L'ensemble des programmes accompagnant directement ou indirectement le projet EPR peut être classé en trois catégories (cf. supra) :

• un " fond continu " de R & D visant à affiner les connaissances, perfectionner les modèles physiques et qualifier des outils de conception et d'analyse toujours au meilleur niveau international ;

• des actions ciblées sur les options spécifiques retenues par le Projet, pour en démontrer la validité, notamment en ce qui concerne la sûreté renforcée qui caractérise EPR ;

• les études d'options avancées, non retenues à ce stade, mais dont certaines pourront être incorporées, en fonction du calendrier, dans le démonstrateur, puis dans le premier palier, voire dans des paliers suivants, conformément à l'expérience passée. Ces améliorations pourront aussi, peut-être, être introduites à l'occasion de mises à niveau générales.

A) Amélioration continue des connaissances et des outils

Par nature, ces améliorations bénéficieront au projet EPR, quelle que soit la date de la première réalisation. Il ne fait pas de doute, en revanche, qu'une réalisation proche constitue une motivation importante pour les équipes de R & D elles-mêmes, et pour l'intérêt qu'y portent les partenaires industriels du projet.

1 - Développement de méthodes et de logiciels

Dans le domaine des logiciels nécessaires aux études de conception, le CEA doit maintenir au meilleur niveau les logiciels et les données de base entrant dans les systèmes de calcul de ses partenaires industriels EDF et FRAMATOME.

On peut schématiquement distinguer deux grands axes :

Þ l'étude de problèmes complexes, pour le fonctionnement normal et en situation accidentelle, des réacteurs de nouvelle génération, conduisant à la nécessité de coupler de grands logiciels spécialisés dans les différents domaines de la physique des réacteurs. La stratégie adoptée vise à doter l'ensemble des logiciels d'une architecture commune afin de faciliter le couplage de différentes disciplines (neutronique, thermique, hydraulique, mécanique). Le nouveau système devrait être opérationnel en 2005 ;

Þ le lancement, en collaboration avec les partenaires, du développement des outils de la génération suivante avec la création de nouvelles plates-formes logicielles.

2 - Comportement des matériaux

L'objectif de durée de vie de l'EPR est de 60 ans. Le projet EPR pourra donc bénéficier des études entreprises actuellement pour prolonger la durée de vie du parc actuel, ayant pour objectif de mieux comprendre les mécanismes de vieillissement des matériaux de structure dans les conditions de service (irradiation, température, corrosion) afin de pouvoir prédire l'évolution de leur comportement dans le temps et, le cas échéant, de pouvoir apporter les mesures correctives nécessaires.

Le domaine du comportement dans le temps des matériaux irradiés est celui qui comporte le plus d'incertitudes. En effet, les expériences ne peuvent pas totalement rendre compte du vieillissement des matériaux.

Or, aujourd'hui, les Américains parlent, pour certaines centrales, d'une durée de vie de 60 ans. Il est clair que l'allongement de la durée de vie prévisible des centrales nucléaires constitue la principale épée de Damoclès qui pèse sur le projet EPR.

3 - Combustibles

L'augmentation du taux de combustion des combustibles à l'oxyde d'uranium et des combustibles MOX est un enjeu important pour augmenter la compétitivité du nucléaire dans les années à venir. Les études actuelles visent à accroître ces taux pour les réacteurs du parc existant, contribuant de façon évidente à progresser vers les objectifs du projet EPR.

B) Programmes de recherche directement corrélés au projet EPR

1 - Prévention des conséquences des accidents graves

Ce programme comporte quatre volets (comportement du corium en cuve et hors cuve, tenue de l'enceinte de confinement, gestion des accidents graves) qui s'appuient sur des essais à caractère analytique ou global dans le but de valider les modèles physiques, chimiques et mécaniques mis en jeu, et les calculs et logiciels mis en oeuvre pour traiter les problèmes associés (cf. supra).

L'avant-projet de l'EPR a retenu un concept de récupération et de refroidissement hors cuve du corium et des dispositifs de mitigation pour limiter la concentration en hydrogène issu des réactions chimiques d'oxydation des gaines du combustible. Dans ce cadre, l'ensemble des travaux menés au CEA a pour objectif une meilleure connaissance des phénomènes et leur modélisation.

Il faut souligner que la démonstration, dans ce domaine, ne sera pas - il faut l'espérer ! - apportée par le démonstrateur, mais qu'elle reposera bel et bien sur la R & D.

La totalité des résultats de ces travaux ne seront pas disponibles en l'an 2000. Mais ils seront disponibles en cours de construction, et ils permettront donc de qualifier le démonstrateur et de conforter les choix effectués, ou éventuellement d'apporter certaines améliorations entre le démonstrateur et le palier. Dans l'hypothèse où le lancement de la première réalisation interviendrait en 2010, on disposerait alors de beaucoup plus de résultats de recherche avant de lancer la première réalisation, sous réserve d'une poursuite du financement de ce programme sur la durée par les partenaires industriels.

2 - Diminution de la fluence au niveau de la paroi de la cuve

L'une des options de l'EPR pour réduire la fluence au niveau de la cuve consiste à mettre en place un baffle lourd entre cette paroi et le coeur. Il est probable que la validation de cette solution, sur le plan neutronique, entraînera la demande d'essais au CEA sur le réacteur critique EOLE. La date de ce programme consacré à l'EPR pourra s'ajuster au calendrier de la première réalisation, quel qu'il soit.

3 - Etude de l'hydraulique du fond de cuve

Le CEA a dans ce domaine réalisé les études nécessaires à la définition de l'avant-projet EPR. Les études d'optimisation se feront dans le cadre du projet définitif. Le positionnement dans le temps d'un programme expérimental de validation est lié à la date de lancement. Le CEA possède aujourd'hui une bonne maîtrise de ce dossier et il faudra veiller à ce qu'une éventuelle interruption trop longue avant la première réalisation ne conduise à la disparition des équipes impliquées, entraînant alors des délais supplémentaires pour réunir à nouveau les compétences, lors du redémarrage du projet.

4 - Recherches en technologie et composants

Il faut noter également que les études de qualification de composants spécifiques (condenseurs, dispositifs de sûreté, système de dépressurisation...) sont réalisées, en fonction des besoins, au fur à mesure du projet.

L'ensemble des programmes de R & D directement lié au projet EPR ne présente donc pas, dans sa définition, d'impératifs majeurs quant à la date de lancement de la première réalisation EPR, sous réserve du maintien des compétences et des financements. Par contre, la mise en service d'un démonstrateur à l'horizon 2008 permettrait de prendre en compte un certain retour d'expérience, en particulier sur les options innovantes (baffle, fond cuve, composants...), pour affiner l'optimisation des tranches de la série.

C) Programmes d'innovations

Des recherches sur de nouveaux composants ou de nouvelles technologies susceptibles d'accroître la sûreté et la disponibilité des installations, de faciliter leur exploitation et d'en réduire les coûts sont menées dans le cadre du programme " Innovations " du CEA. Cependant, certaines voies de recherche, dont on espère une application à relativement court terme, viennent compléter le soutien apporté au projet EPR. Ces travaux concernent principalement des matériaux résistant mieux à la corrosion et à l'endommagement par l'irradiation, ainsi que des développements dans le domaine de l'instrumentation et de la conduite des réacteurs (interface homme-machine, sûreté des logiciels, aide à la conduite).

La recherche de flexibilité dans la gestion du plutonium conduit à étudier, pour les systèmes futurs, des coeurs chargés à 50 % voire à 100 % de MOX. Cet objectif entraîne un programme important de physique des coeurs, comprenant en particulier un volet expérimental dans les réacteurs critiques du CEA. Ce programme produit actuellement des résultats de caractère fondamental, utiles à la qualification des calculs des futurs coeurs MOX EPR. Il pourra, si nécessaire, être suivi d'expériences dédiées aux configurations de coeurs EPR, mais il ne semble pas que EDF souhaite mettre en oeuvre des réacteurs fonctionnant entièrement au MOX.

Comme déjà mentionné, l'introduction éventuelle de telles améliorations dépend à la fois du calendrier EPR, des paliers successifs et de leur rythme d'avancement propre.

Conclusion

L'ensemble des recherches effectuées sur les réacteurs à eau s'inscrit dans la continuité de l'utilisation de cette filière pour la production d'énergie nucléaire, avec l'objectif premier de maintenir l'option nucléaire ouverte et de permettre une prise de décision en toute connaissance de cause par les pouvoirs publics avant 2010.

Le développement du palier industriel EPR pourrait largement bénéficier de la réalisation rapide d'un démonstrateur, qui permettrait de valider au plus tôt les options innovantes et les choix d'optimisation qui ont été faits et qui revêtent un caractère important pour la viabilité technique et économique du projet. La disponibilité d'un démonstrateur fonctionnant quelques années avant le lancement effectif de la série serait donc un atout significatif pour l'acceptation du public et pour le succès industriel et commercial du nouveau palier.

En outre, le projet EPR fédère les axes de recherche importants pour la filière REP à court, moyen et long termes et contribue au développement de recherches largement partagées sur le plan international, mais où engager la construction d'un démonstrateur ?

Chapitre III
Les effets de la non-réalisation du projet EPR
pour les industriels

J'ai cherché à quantifier auprès des industriels l'impact qu'aurait la non-réalisation du projet EPR, en particulier dans le domaine de l'emploi ; je n'y suis pas parvenu totalement car cette question ne peut pas être abordée en termes purement quantitatifs.

I Le projet EPR est-il vital pour Framatome ?

Si nous nous en tenons aux apparences, la réponse est non.

Dans le rapport d'information que j'ai présenté en 1996 devant la Commission de la Production et des Echanges de l'Assemblée nationale (n° 3246), auquel j'invite le lecteur à se reporter, j'analysais (page 23) l'activité de construction nucléaire face à une "traversée du désert".

Mon analyse, qui demeure toujours valable, mettait en évidence plusieurs phénomènes :

• les quatre cinquièmes des équipements construits par Framatome sont des centrales EDF ;

• les 17 centrales commandées fermement dans le monde, à ce jour, se situent toutes en Asie et, sur les 25 centrales de technologie occidentale en construction à ce jour, 13 sont en chantier sur le continent asiatique.

A ce phénomène, il convient d'ajouter que des pays asiatiques tels que la Chine vont acquérir une meilleure maîtrise des techniques nucléaires et que la part des centrales réalisée en Occident va diminuer.

Aussi, je soulignais dans mon rapport que :

" Cette perspective de "traversée du désert" n'a pas surpris Framatome. Les quatre cinquièmes des équipements construits par l'entreprise étant des centrales EDF, la société se préparait depuis plus de dix ans à la fin du premier programme nucléaire français. La seule donnée non prévisible a été l'accident de Tchernobyl, qui a eu pour conséquence plusieurs annulations de projets de constructions de centrales à l'étranger.

" Afin d'estimer les conséquences financières de cette décennie délicate, Framatome a réalisé une étude de prospective pour la période courant jusqu'à 2005. Pour mener cette étude, les experts du groupe ont préféré retenir l'hypothèse la plus minimaliste (aucune commande de chaudière ou d'îlot nucléaire pendant les neuf années à venir) plutôt qu'un postulat plus optimiste fondé sur la commande de deux centrales par la Chine et sur une commande anticipée d'EDF aux alentours de l'an 2000 afin de s'exercer au fonctionnement du futur réacteur mis au point conjointement par Framatome et Siemens.

" Selon M. Jacques Fettu, directeur délégué aux affaires financières de Framatome, " le chiffre d'affaires annuel pour les réalisations neuves chuterait de 4 milliards de francs entre 1997 et 1999 à environ 700 millions de francs pour la période 2004-2005. En revanche, le chiffre d'affaires du combustible resterait à son niveau actuel, soit 3,5 milliards de francs " .

" En tenant compte des activités de services, le chiffre d'affaires total des activités nucléaires pourrait être compris entre 7,2 et 8 milliards de francs.

" "Avec 700 millions de francs de chiffre d'affaires, ajoute M. Jacques Fettu, notre activité de construction de centrales nucléaires ne pourra pas dégager un résultat d'exploitation positif. Mais ce résultat sera plus que compensé par le solde bénéficiaire (des) activités liées au combustible et (des) activités de service. Pour un chiffre d'affaires de 7,3 à 7,5 milliards de francs, le résultat d'exploitation dégagé se situerait entre 250 et 400 millions de francs par an". D'où "l'autosuffisance" des activités nucléaires pendant ces années de vaches maigres auxquelles il a déjà été fait allusion.

" Cette analyse n'est pas pleinement partagée par M. Dominique Vignon, actuel président-directeur général de Framatome. S'il reconnaît que "Framatome pourrait (...) subsister en continuant à générer un peu de "cash" sur les marchés de services et le combustible" , il croit toutefois "qu'elle aurait des difficultés à revenir sur le marché des centrales neuves parce qu'elle n'aurait pas de base pour le faire" . Elle ne pourrait pas non plus maintenir sa recherche-développement à son niveau actuel et y consacrer comme aujourd'hui 800 millions de francs par an.

" Nombreux sont les observateurs qui pensent que Framatome doit s'adosser à un grand groupe industriel pour franchir ce cap difficile de la prochaine décennie. En effet, la pluralité des activités de GEC Alsthom et la surface financière de ce groupe apparaissent aux yeux de plusieurs personnes auditionnées par la mission d'information, comme autant de garanties que Framatome atteindra sans dommages les années 2005-2010, années de relance des programmes nucléaires.

" L'analyse financière faite par Framatome sur la période 1996-2005 relativise certes cette argumentation mais il semble quand même que Framatome ne puisse se contenter longtemps de ce superbe isolement. Survivre à ce que M. Dominique Vignon appelle l' "hiver nucléaire" ne peut en aucun cas constituer une perspective pour une entreprise. Framatome doit avoir des perspectives de croissance, de développement et ne peut se contenter d'une hibernation qui ne ferait que retarder sa fin. "

Je suis effectivement convaincu que cette conclusion illustre la problématique qui se pose à l'industriel.

Au cours des auditions que j'ai réalisées, j'ai pu mesurer à quel point la vitalité d'une entreprise de haute technologie ne peut pas être appréciée sur la seule base de sa santé financière. Or, en dix ans d'inactivité, les équipes se délitent, ne serait-ce qu'à cause des départs à la retraite non remplacés.

II L'analyse des partenaires sociaux

Les salariés des entreprises réalisatrices du projet EPR étant les premiers concernés par le plan de charge de leurs employeurs, j'ai auditionné les principales centrales syndicales qui ont participé également à l'audition du 4 mars.

A) La CGT

Les responsables de la CGT auditionnés par votre rapporteur (cf. liste en annexe) ont souligné l'attentisme de la direction d'EDF, à laquelle ils reprochent de tarder à prendre une décision. Ils pensent que la fenêtre optimale pour prendre une décision est déjà dépassée.

En effet, ils jugent que le maintien du tissu industriel est fondamental et que le débat sur la durée de vie des centrales est biaisé car l'ensemble du parc ne durera pas quarante ans ; la réponse, pour eux, devra être différenciée pour chaque centrale.

Lorsque les centrales nucléaires verront le problème de leur durée de vie se poser, il y aura pour mes interlocuteurs un affrontement entre la logique de l'entreprise EDF, qui souhaite améliorer la rentabilité de son investissement, et une logique de sûreté dont les concepts auront évolué, imposant le maintien du savoir-faire industriel pour la fabrication des pièces détachées.

Pour mes interlocuteurs, l'absence de planification risque de conduire à une catastrophe industrielle.

Ils ont particulièrement insisté auprès de moi sur le coût élevé de la cogénération de proximité qui, pour eux, a les faveurs de la direction d'EDF.

S'ils reconnaissent l'existence d'une surcapacité de notre outil de production d'électricité d'environ huit tranches, ils estiment que cette surcapacité sera résorbée à l'horizon d'une douzaine d'années. Or, pour la sécurité du réseau, il est nécessaire de disposer d'une marge de sécurité qu'il importe d'évaluer avant de parler de surcapacité.

En effet, la courbe de puissance installée du réseau croît de 1 500 MWe par an, parallèlement à celle de la consommation. Or, un délai de quatorze ans s'est écoulé entre la décision de construire la première tranche du palier N4 et sa réalisation (l'estimation n'est plus que de huit à dix ans pour les tranches suivantes).

M. Aufort, de la Fédération CGT de l'Energie, a d'ailleurs souligné, lors de l'audition du 4 mars : " Depuis ce matin, la question de la compétitivité de l'EPR est une question centrale, abordée par tous. Cette compétitivité s'élabore-t-elle au travers d'une logique économique, c'est-à-dire avec le long terme, ou s'élabore-t-elle uniquement dans des logiques budgétaires ?

Je crois que c'est une première question qu'il faut nous poser, et je serais assez d'accord avec ce qu'a dit Monsieur ALPHANDERY : à moyen terme et à long terme, le nucléaire est indispensable sur la planète.

Alors, s'il est indispensable, et si nous ne faisons pas rapidement un EPR, a-t-on évalué le coût économique, social, voire politique, de la disparition de l'industrie de la construction de réacteurs ? Je pense que nous n'avons pas abordé cette question. On a abordé le coût d'une possible anticipation avec la commande d'un réacteur plus tôt que prévu, mais on n'a pas évalué les dégâts de tous ordres qui pourraient être entraînés par le report ad vitam aeternam de la construction d'un EPR.

Or, il me semble que cette question de la logique économique à long terme est une question centrale. En effet, j'aurais tendance à considérer que le nucléaire nous est indispensable parce que c'est un facteur de stabilité économique et politique, dans le domaine énergétique, pour l'ensemble de la planète et qu'il n'y a pas d'autre source d'énergie qui nous permet de garantir cette stabilité. C'est en quelque sorte un facteur de paix.

A partir de là, faut-il considérer le nucléaire, et donc l'électricité en FRANCE, comme une marchandise comme les autres ? Si c'est oui, on dérégule, avec tous les risques que cela suppose. Si c'est non, on construit une politique cohérente à court, à moyen et à long terme et nous avançons.

Je pense que les parlementaires ont raison de poser la question aux partenaires sociaux et aux techniciens sur l'avenir ; je serais tenté de leur renvoyer cette question. Le nucléaire a été construit en FRANCE à partir d'une volonté politique. Quelle est la volonté politique, aujourd'hui, qui commande au destin du nucléaire ?

J'aimerais qu'il soit apporté rapidement une réponse à cette question, et une réponse en toute transparence, y compris pour les accords internationaux qui devraient déboucher. Je pense qu'on revient à la question de l'appropriation.

Enfin, je pose une question aux exploitants. Est-ce que, pour le renouvellement du parc, la question de la gestion des déchets est une question secondaire qui n'influe pas sur la réponse ? Je souhaiterais une réponse claire sur ce point parce que, si cela influe sur la réponse, les dernières propositions que viennent de nous faire nos élus, c'est le stockage en surface et, à ma connaissance, c'est celle sur laquelle il ne peut pas y avoir de garantie de sûreté à très long terme, alors que fait-on ?

Je renvoie la question pour la deuxième fois, nous pensons, à la Fédération de l'Energie, que le débat national sur l'orientation de la politique énergétique est une question centrale. Sinon, nous mettrons en cause la cohérence et, en quelque sorte, nous touchons du doigt, aujourd'hui, les aléas de mode de gestion économique à court terme avec les exigences industrielles et de recherche qui doivent être à long terme. Il y a là, me semble-t-il, contradiction entre la recherche de compétitivité à court terme que nous souhaitons et le débat sur la cohérence, l'avenir et la perspective nucléaire du point de vue scientifique et technique, et j'en viens à la question qui est à l'ordre du jour : faut-il un EPR, et rapidement ?

Notre réponse est oui et plus on tardera, plus on détruira les cohérences industrielles et économiques qui sont les nôtres aujourd'hui, c'est-à-dire que nous poursuivons dans les logiques destructrices de cohérences qui sont là depuis neuf mois.

Il nous faut une industrie compétitive et cohérente, et ce n'est pas seulement la question de l'emploi mais aussi celle des compétences, parce que cette industrie tire en FRANCE la qualification des salariés vers le haut. Est-ce que, véritablement, nous devons abandonner ces compétences de haut niveau qui se développent dans notre industrie avec les enjeux majeurs qui sont derrière ?

[...] Est-ce que nous préférons être sortis du nucléaire, et il y aura des réacteurs dans le reste du monde qui ne bénéficieront pas de notre expérience, ou est-ce qu'en exportant, nous transférons aussi notre bilan partiellement, voire complètement, de sûreté qui est positif ? Et est-ce que, pour éviter les accidents dans le monde, les populations de la planète n'ont pas intérêt à exporter ce qui, bon an mal an, a donné des résultats positifs ? Etant entendu que, quoi qu'il arrive dans le monde, il y aura des réacteurs nucléaires et que j'attends la démonstration pour l'absence de nucléaire fiable, dans 50 ans, sur la planète.

Enfin, dernière question qui n'a pas été abordée, il me semble que, compte tenu du retour d'expérience du programme nucléaire depuis la moitié des années 70, nous avons la nécessité, pour moult raisons, d'un lissage du renouvellement du parc, sachant que, dans ce lissage, il y a une partie anticipatrice et une partie à plus long terme. Cependant, il me semble que nous éviterions tous les à-coups néfastes à la pérennité des compétences si nous obtenions ce lissage, et je crois que si nous voulons l'obtenir, et si nous sommes d'accord pour dire que, tôt ou tard, on aura besoin du nucléaire, il nous faut la construction d'un projet EPR rapidement, avant qu'il ne soit trop tard. "

B) La CFDT

La CFDT m'a adressé une contribution dont le texte est annexé au présent rapport.

Cette organisation apporte très clairement son soutien à la réalisation du projet EPR.

Les priorités de la politique énergétique doivent s'articuler autour des axes suivants :

• la maîtrise de l'énergie,

• l'accroissement de la flexibilité,

• la mise en oeuvre d'une politique européenne,

• le bouclage du cycle nucléaire,

• une prise en charge plus démocratique des problèmes.

Il est nécessaire de prendre en compte également le fait que la lutte contre l'effet de serre est devenue une priorité, et que l'ouverture du marché de l'énergie ainsi que le changement de comportement de la population ont modifié les données de base.

Dans cette perspective, le renouvellement du parc ne doit pas obérer la nécessité de laisser ouverts les choix énergétiques jusqu'en 2030 et il est nécessaire d'éviter les réactions au coup par coup telles que la fermeture précipitée de Superphénix.

Dans ce contexte, mes interlocuteurs m'ont indiqué qu'ils souhaitaient voir installer l'EPR sur un site existant et non sur un terrain nouveau.

Toutefois, mes interlocuteurs ont souligné que le saut qualitatif réalisé en matière de sûreté par l'EPR risque de faire apparaître le parc actuel comme moins sûr.

Pour la CFDT, si le Gouvernement doit traiter le prolongement de la durée de vie, le renouvellement du parc sera l'occasion de rééquilibrer les sources d'énergie, ce qui impliquera probablement une diminution du parc nucléaire.

Mais il est terriblement important que nos compétences soient maintenues, ce qui rend nécessaire des investissements permanents sur le parc nucléaire.

Mes interlocuteurs se sont également montrés circonspects vis-à-vis des lobbies industriels et ont insisté sur la nécessité, dans le domaine nucléaire, de maintenir l'autorité des pouvoirs publics.

Ils redoutent également que Framatome ne se désengage des activités nucléaires au profit du secteur classique.

C) Force Ouvrière

Les représentants de cette organisation ont particulièrement insisté auprès de moi sur la nécessité d'éviter que survienne un trou de dix ans dans le plan de charge des entreprises, qui entraînerait une perte de compétence irrattrapable.

Pour eux, cette situation pourrait être évitée si un premier béton était engagé vers 2003 pour que soit achevée une tête de série vers 2010 avec une mise en service vers 2012, permettant d'engager vers 2017 des tranches en bénéficiant d'un retour d'expérience.

Ils m'ont fait part de leur préoccupation face à une stratégie de Framatome perçue par eux comme obscure et surtout face aux directives européennes d'ouverture du marché et à un développement de la cogénération considéré comme déloyal, problème qui ne fait pas l'objet de ce rapport mais, pour eux, la recherche de l'indépendance énergétique demeure un objectif majeur et il faut que la Nation définisse rapidement ses objectifs.

D) Le point de vue de la mouvance écologiste

Votre rapporteur pense que la ministre de l'Environnement est dans l'erreur lorsqu'elle préconise l'arrêt programmé à partir de 2005 de l'énergie nucléaire et qu'Oskar Lafontaine l'est davantage lorsqu'il demande l'arrêt des recherches sur le nucléaire.

En effet, les centrales nucléaires en activité arriveront en fin de vie vers 2040 et ce serait une erreur profonde de considérer qu'il ne faut pas leur apporter des améliorations au cours d'une durée de vie aussi longue.

En outre, la recherche sur l'élimination des déchets ne sera pas aussi dynamique et les moyens ne seront pas de même ampleur si nous nous plaçons dans une perspective d'arrêt de la production.

Ces réserves étant faites, il est de mon devoir de vous faire part du point de vue des écologistes.

Les responsables de Greenpeace , que j'ai écoutés avec une grande attention, m'ont plus parlé de la politique énergétique dans son ensemble que du problème spécifique du projet EPR, si ce n'est pour me signifier leur opposition à l'emploi du combustible MOX et -cela va de soi- à la construction de toute centrale nucléaire.

Les critiques du Groupement des scientifiques pour l'information sur l'énergie nucléaire , et en particulier de Mme Sené, concernent plus particulièrement le projet EPR.

Mme Sené convient d'abord de la nécessité, pour les besoins de la maintenance, de garder un certain savoir-faire.

Elle regrette le caractère évolutionnaire du projet EPR, qui ne permet pas de solutionner le problème des déchets nucléaires, dont le règlement conditionne le développement de l'énergie nucléaire. En attendant, les perspectives de l'EPR à l'exportation lui paraissent nulles car elle considère qu'un réacteur de cette puissance est invendable.

Pour elle, la proportion de combustible MOX utilisée dans l'EPR ne doit pas dépasser 7 à 11 % car un taux supérieur fragilise la cuve.

Il lui semble que, du fait du délai entre le départ du projet et les perspectives de réalisation, les concepts ont vieilli et que la politique énergétique de la France gagnerait à être plus proche du terrain et à mieux utiliser les atouts locaux.

Je conviens qu'un certain nombre de ces critiques sont fondées car toute démarche conduisant à la mise en oeuvre d'un projet lourd implique des arbitrages, ne serait-ce qu'entre les solutions techniques et la rentabilité économique.

J'ai noté, s'agissant du problème de l'utilisation du combustible MOX, qu'EDF est extrêmement prudente sur ce point mais le fait qu'un fort taux d'utilisation du MOX risque de fragiliser la cuve doit être pris en considération, à mes yeux. Pour le reste, je ne reviendrai pas sur l'analyse du caractère évolutionnaire du projet réalisée à travers le titre premier de ce rapport.

CONCLUSION

Le Bureau de l'Assemblée nationale a confirmé par lettre du 25 septembre 1997 les termes de sa saisine et l'Office Parlementaire d'Evaluation des Choix Scientifiques et Technologiques m'a, en conséquence, demandé d'intégrer le projet EPR à mon rapport annuel sur la sûreté des installations nucléaires en abordant " les aspects technologiques, de sécurité, de normalisation et économiques du programme de réacteur européen à eau pressurisée (EPR) ".

J'ai longuement insisté à travers ce rapport sur l'apport de ce programme dans le domaine de la technologie et sur le fait que les ambitions des concepteurs du projet EPR en feraient probablement le réacteur nucléaire le plus sûr au monde.

Mais je crois qu'il existe d'ores et déjà un acquis : l'uniformisation des procédures françaises et allemandes de sûreté nucléaire est en route. Certes, elle s'effectue en marge de l'Union Européenne, selon une démarche de coopération intergouvernementale plus proche des programmes AIRBUS ou ARIANE, mais le programme EPR constitue, avec la démarche des EUR initiée par les électriciens d'uniformisation de leurs normes, un apport de poids à la construction européenne.

Le projet EPR a déjà nécessité un investissement de l'ordre d'un milliard de francs mais, surtout, l'engagement de la construction d'une série d'au minimum sept réacteurs générera des dépenses qui vont se chiffrer en dizaines de milliards de francs. Aussi, ce projet est un non-sens économique si la construction se limite à un prototype. De ce fait, la décision de poursuivre ce programme est d'abord politique et stratégique ; elle dépend étroitement de la définition de la politique énergétique des trente prochaines années et il appartient au Gouvernement d'annoncer des orientations claires.

Il est de mon devoir de mettre en garde le Gouvernement contre une approche qui serait trop axée sur le court terme, dans la mesure où la sûreté des installations nucléaires implique une politique de long terme et repose en partie sur la standardisation et le retour d'expérience, incompatibles avec les projets de loi en gestation qui prévoiraient un appel d'offre systématique pour la construction de chaque centrale nucléaire, ce qui est incompatible avec une politique de standardisation.

Il n'est pas possible de conduire un grand projet industriel en l'absence de stratégie claire. Or, il est nécessaire de prendre conscience que la seule position gouvernementale claire : " maintenir la liberté de choix ", sera illusoire si nous connaissons une traversée du désert de dix ans au cours de laquelle le tissu scientifique et industriel se sera délité.

Une telle situation serait extrêmement dommageable pour la sûreté des installations nucléaires car les recherches conduites, par exemple pour l'EPR, permettent d'apporter des améliorations aux centrales en service lors des opérations de maintenance, par exemple les révisions décennales.

Il est évident que lorsque je lis une déclaration ministérielle indiquant qu'à partir de 2005, il faudra abandonner l'énergie nucléaire, j'imagine que les équipes qui travaillent sur le projet EPR sont désappointées.

Je suis convaincu que la volonté de laisser toutes les options ouvertes pour la définition d'une politique énergétique doit s'entendre de manière dynamique . Cette position implique le maintien des compétences de l'industrie nucléaire car le coût nécessaire à la reconstitution des compétences serait prohibitif.

Or, que faire entre 2000 et 2010 si l'EPR n'est pas réalisé ? Dix années de recherches théoriques permettront certainement de maintenir un haut niveau de recherches en physique nucléaire mais le savoir-faire industriel, qui est extrêmement précieux, implique également des connaissances pointues et l'existence d'un réseau de sous-traitants et d'industriels aux standards de qualité qui ne sont pas ceux du reste de l'industrie.

Aussi, je souhaite que les responsables d'EDF prennent sur ce dossier une position beaucoup plus claire et déterminée qu'ils ne l'ont fait le 4 mars. Il est vrai que la décision appartient au Gouvernement, mais les dirigeants des entreprises publiques ont pour devoir d'élaborer un projet d'entreprise digne de ce nom.

Je suis également conscient des difficultés que rencontrent les dirigeants de FRAMATOME, mais ils se doivent d'élaborer une stratégie plus offensive, en particulier en matière d'alliance, ce qui peut conduire à un élargissement à d'autres partenaires du projet EPR.

Il est clair que la simple maintenance du parc actuel ne suffira pas pour maintenir le tissu industriel. Cette situation n'est pas propre au secteur nucléaire, mais à toutes les entreprises de haute technologie où les acteurs qui n'avancent pas reculent.

Il est à mes yeux important, sauf si l'on souhaite abandonner l'énergie nucléaire, de réaliser aux environs de 2003 une tête de série d'un EPR, mais le problème de sa localisation est extrêmement difficile à régler.

Il me paraît difficile d'implanter une tête de série en France avant 2010, dans la mesure où il semble que le développement " subi " de la cogénération permettra de faire face à l'augmentation de la consommation électrique.

L'édification de centrales nucléaires de type EPR, qui apportent des améliorations réelles en termes de sûreté et de rejets d'effluents, est certainement de nature à mieux faire accepter l'énergie nucléaire.

D'autre part, les impératifs de protection de l'environnement, en particulier les objectifs de lutte contre l'effet de serre, ne pourront être tenus qu'avec l'apport de l'énergie nucléaire, ce qui la fait apparaître comme relativement incontournable.

D'autant que la protection de l'environnement ne se limite pas à la lutte contre l'effet de serre mais incorpore tous les rejets, en particulier le soufre, ce qui implique de limiter le recours aux centrales thermiques les plus anciennes, en particulier chez nos voisins allemands.

Leur situation politique est différente de la nôtre, mais il est certain qu'il leur sera difficile de respecter les engagements de Kyoto sans recourir à l'énergie nucléaire, surtout si la croissance économique repart en Europe.

Il est également clair que, dans le domaine des économies d'énergie, les gains à la marge seront de plus en plus difficiles à réaliser et d'un coût croissant, ce qui pourrait nous conduire à un parallélisme plus marqué entre la croissance économique et la consommation d'énergie. Les économies d'énergie doivent demeurer la première des priorités.

Mais pourront-elles le demeurer, dans un climat de concurrence exacerbée entre les diverses sources d'énergie ?

Pourtant, cette politique demeure toujours d'actualité, de même que l'objectif de sécurité d'approvisionnement et d'indépendance énergétique, à la base du programme électronucléaire français. J'ai procédé à l'audition des partenaires sociaux, en particulier de la CGT, qui a développé devant moi des analyses extrêmement pertinentes, et il est indispensable que les partenaires sociaux soient plus étroitement associés aux réflexions conduites.

Toutefois, je ne remets pas en cause la nécessité d'une diversité plus grande de nos sources de production d'énergie.

Aussi souhaiterais-je que le débat sur la localisation d'une tête de série d'un EPR soit dépassionné. Les perspectives d'exportation d'un EPR ne peuvent pas constituer à elles seules un motif d'installation en France ou en Allemagne

La construction d'un réacteur, si elle se faisait, ne pourrait à mon sens qu'être effectuée sur un site où se trouvent déjà des réacteurs nucléaires, ne serait-ce que pour conforter l'emploi sur des sites existants. L'obstacle le plus difficile, pour la France, à la décision de construction d'un EPR réside dans l'absence de besoin d'augmentation de la production d'électricité dans la décennie à venir. L'Allemagne, pour sa part, ne peut pas aborder cette question avant ses prochaines échéances législatives.

Or, je suis convaincu que le maintien à niveau de notre industrie nucléaire passe par la réalisation de l'EPR qui, si elle ne se fait pas dans les deux pays promoteurs, devrait se faire dans un pays où la notion de retour d'expérience conserve tout son sens.

Je crois que ce grand projet s'imposera comme une référence européenne en matière de sûreté, s'il réussit à obtenir le soutien actif de partenaires européens, voire l'intégration de quelques-uns d'entre eux.

ADDENDA

LES PERSPECTIVES DE CONSTRUCTION D'UN EPR EN RUSSIE

Comme je l'ai écrit dans la conclusion de mon rapport, la recherche de partenaires me paraissait indispensable pour donner une assise et une vocation européenne au projet EPR.

Depuis la présentation de mon rapport, cette question a sensiblement évolué et les perspectives se sont précisées lors de la rencontre entre les premiers ministres français et russe.

A l'issue de la réunion de la Commission franco-russe, le Secrétaire d'Etat à l'industrie a été chargé de mener les négociations avec les partenaires allemands et les autorités russes pour intégrer la Russie à la fois en qualité de partenaire à part entière du projet et de pays où pourrait être construit un EPR.

Votre rapporteur a été informé qu'à la demande du nouveau ministre du Minatom, E. Adamov, formulée en avril 1998 à FRAMATOME ainsi qu'au Secrétaire d'Etat à l'industrie, NPI, FRAMATOME et SIEMENS ont rencontré l'Institut OKBM de Nijni-Novgorod que le ministre du Minatom a chargé de ce dossier en mai dernier.

Le chemin à parcourir est encore long et difficile mais, avant l'impression du rapport, cet addenda s'imposait.

RECOMMANDATIONS DU RAPPORTEUR

I Il est nécessaire de mettre en place une procédure d'agrément préalable des projets de construction d'installation nucléaire de base.

II La coopération franco-allemande dans le domaine de la sûreté nucléaire doit être intensifiée.

• Il est nécessaire de conforter la collaboration entre les autorités de sûreté.

• Il est indispensable que leurs appuis techniques se rapprochent.

III La recherche d'un partenariat élargi est une nécessité pour une meilleure coopération européenne.

ADOPTION DU RAPPORT PAR L'OFFICE

L'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques a procédé, dans sa séance du jeudi 14 mai 1998, à l'examen des conclusions de la première partie du rapport sur le contrôle de la sûreté et de la sécurité des installations nucléaires : aspects technologiques, de sécurité, de normalisation et aspects économiques du programme de réacteur européen à eau pressurisée (EPR) de M. Claude Birraux , député.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a rappelé que le projet de réacteur franco-allemand à eau pressurisée (EPR) constituait la première partie de son rapport de 1998 sur la sûreté des installations nucléaires et que le second volume, consacré au bilan des 118 recommandations qu'il avait formulées en sept ans, devrait pouvoir être débattu vers la fin de l'année.

Il a indiqué que le Bureau de l'Assemblée nationale avait saisi l'Office le 27 mars 1997 en " recommandant que, dans un premier temps, cette question soit examinée dans le cadre du rapport périodique consacré (...) à la sûreté des installations nucléaires " et que cette demande avait été réitérée par le Bureau de l'Assemblée nationale le 24 septembre 1997.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a précisé qu'il avait auditionné la plupart des " acteurs " -industriels, électriciens, recherche, autorité de sûreté, organisations syndicales et écologistes- et que l'audition publique organisée le 4 mars 1998, avec une participation nombreuse et de haut niveau, tant du côté français que du côté allemand, avait permis d'en cerner tous les paramètres et d'aborder au fond l'ensemble des aspects -technologie, sûreté, recherche, stratégie- concernant l'EPR.

Pour M. Claude Birraux, député, rapporteur, la démarche partenariale, initiée par la Direction de la sûreté des installations nucléaires (DSIN) avec son homologue allemand, a entraîné une coopération renforcée entre leurs appuis techniques, l'Institut de protection et de sûreté nucléaire (IPSN), le Commissariat à l'énergie atomique (CEA) et l'Institut de Karlsruhe, jetant les bases d'une uniformisation des objectifs de sûreté, à travers une lecture commune des normes. Cette démarche, relayée par celle des électriciens européens, a jeté les bases d'une unification européenne.

Le point important demeure, aux yeux du rapporteur, les objectifs de sûreté fixés a priori et avant la mise en étude du projet par les autorités de sûreté des deux pays.

Pour pérenniser cette démarche et pour l'approfondir, M. Claude Birraux, député, rapporteur, a proposé que, au-delà de l'étude du projet " EPR ", la coopération entre les autorités de sûreté et leurs appuis techniques soit renforcée. Cela permettrait d'enrichir, selon lui, l'approche de la sûreté par une vision croisée, pluraliste et cela renforcerait " l'indépendance " de l'expertise, aidant à reconstituer la " lumière blanche " à partir des différentes longueurs d'ondes.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a estimé que, répondant aux injonctions des autorités de sûreté, le projet EPR avait permis de faire évoluer nos connaissances et de renforcer les normes de sûreté, que les injonctions des autorités de sûreté se fondaient sur l'analyse du retour d'expérience du fonctionnement des centrales existantes, et que la démarche des autorités de sûreté se trouvait validée par celle des appuis techniques et des exploitants, qui valorisent aussi leur propre retour d'expérience.

Pour le rapporteur, le projet EPR intègre, dès sa conception, le risque d'accident majeur pour mettre en place un récupérateur de corium, permettant sa propagation à l'extérieur et l'évacuation des populations. Ainsi, la protection contre les chutes d'avion sera, selon lui, renforcée.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a estimé que, dès lors que le volume interne, libre des composants primaires, était augmenté, cela donnait plus de temps à l'opérateur pour réagir.

Il a ajouté que le contrôle-commande était conçu pour minimiser les erreurs humaines et que la maintenance serait plus espacée, avec des cycles de 18 à 24 mois.

En matière de radioprotection, il a précisé que l'objectif des doses collectives annuelles était fixé à 0,75 h.Sv, contre 1,4 h.Sv pour le parc actuel, l'objectif à atteindre étant une réduction de moitié.

Il a ajouté que, dans le domaine des rejets, l'objectif était celui d'une réduction d'un facteur de 5 à 10 par rapport aux réacteurs les plus récents du type " N4 " et qu'un milliard de francs avait déjà été engagé sur ce projet : 375 millions pour les études préalables et 750 millions au titre de l'avant-projet sommaire.

Pour le rapporteur, la phase d'optimisation qui est en cours devrait permettre de parvenir à un coût de revient de l'électricité de l'ordre de 18 centimes par KW/h, mais elle impliquera probablement que la puissance de l'EPR soit portée à 1 800 MW et elle exigera sans doute que ce dernier soit conçu pour fonctionner en base ou en semi-base.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a par ailleurs indiqué qu'Electricité de France (EDF) achèverait la mise en service de ses dernières centrales de type " N4 ", qui consacrent la francisation de la filière américaine Westinghouse, et constituent aujourd'hui, selon lui, ce qui se fait de plus avancé dans le domaine. Il a ajouté que les premières centrales PWR mises en service l'avaient été en 1977 et que l'espérance de vie de ces centrales était de 25 ans, ce qui conduirait à une mise à l'arrêt en 2002.

Pour le rapporteur, les récents résultats sur des tests d'étanchéité de l'enceinte béton montrent que, comme chez les humains, il n'y a pas d'homogénéité dans le processus de vieillissement.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a jugé qu'il n'y aurait pas de fin de vie homogène pour l'ensemble du parc nucléaire et que l'autorité de sûreté apprécierait au cas par cas.

Il a signalé que le prolongement d'un an de fonctionnement rapporterait 500 millions de francs à EDF par tranche et qu'une estimation raisonnable de la fin de vie des premières centrales mises en service situait celle-ci vers 2010.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a indiqué que la surcapacité française de production d'électricité se situait à quatre tranches nucléaires et devrait être résorbée aux environs de 2020, au rythme de croissance actuelle.

Il a observé que les organisations syndicales, en particulier la Confédération générale du travail (CGT), développaient des analyses pertinentes, qui méritaient une prise en considération. Il paraît indispensable, selon le rapporteur, que les partenaires sociaux soient plus étroitement associés aux réflexions conduites.

Il a souligné qu'on ne pouvait raisonner en matière de production électrique en " flux tendu " permanent et qu'il fallait des marges pour pouvoir répondre à la demande mais que ces marges, si elles pouvaient être assurées par les combustibles fossiles, ne pouvaient mettre en péril la fiabilité et la solidité de l'ensemble du système français.

Il a estimé que les économies d'énergie devaient demeurer la priorité, mais il a jugé que les gains à la marge seraient de plus en plus difficiles à réaliser et d'un coût croissant et qu'à un moment, il y aurait croisement des courbes coûts d'investissement/économies réalisées et que le parallélisme entre la croissance économique et la consommation d'énergie pourrait à nouveau apparaître.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a estimé que personne ne pouvait prédire ce qu'il adviendrait de la politique énergétique telle que définie dans un climat de concurrence et de déréglementation européen, que la diversification de nos sources de production d'énergie était, certes, indispensable pour s'adapter au marché et serait peut-être imposée par le marché -ce qui nous renvoyait à l'économie des projets et des modes de production- et que l'objectif de sécurité d'approvisionnement et d'indépendance énergétique demeurait d'une actualité constante, quel que soit le gouvernement en place.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a estimé qu'il fallait évoquer le contexte environnemental avec, en particulier, les engagements pris à Kyoto de réduire d'ici 2010 de 8 % l'émission de gaz à effet de serre, par rapport à 1990, et que, si l'effort demandé à la France était moindre que celui demandé à ses partenaires, c'est parce qu'elle avait un parc électronucléaire important.

Il a ajouté que, quel que soit le contexte politique, chaque pays serait amené à répondre à cette double question :

- comment respecter les engagements pris à Kyoto ?

- comment concilier croissance économique, croissance énergétique, politique énergétique et compétitivité économique ?

M. Claude Birraux, député, rapporteur, a indiqué que l'état du dossier actuel était celui d'un avant-projet détaillé en cours d'optimisation. Il a estimé que cette phase d'optimisation devrait s'achever vers la fin de l'année.

Il a ajouté que les autorités de sûreté pourraient proposer à leurs autorités ministérielles de tutelle une lettre commune valant approbation des options de sûreté retenues par le projet.

Il a estimé que se présentait ainsi l'occasion de clarifier nos procédures en la matière, en séparant l'avis sur les options de sûreté de l'autorisation d'entrer en fonctionnement.

Il a observé que la décision de poursuivre ce programme était d'abord politique et stratégique et dépendait étroitement de la politique énergétique des trente prochaines années.

Il appartient au Gouvernement, selon le rapporteur, d'annoncer des orientations claires et il n'est pas possible de conduire un grand projet industriel en l'absence de stratégie claire.

Evoquant les déclarations des plus hautes autorités gouvernementales, M. Claude Birraux, député, rapporteur , a jugé que le choix nucléaire n'était pas remis en cause, que les garanties de sûreté de l'EPR seraient appréciées et qu'il convenait de maintenir toutes les options ouvertes pour " conserver la liberté de choix ". Or cette seule position, qui a le mérite de la clarté, sera, selon lui, illusoire si nous connaissons une " traversée du désert " de 10 ans au cours de laquelle le tissu scientifique et industriel se déliterait.

M. Claude Birraux, député, rapporteur , a mis en garde le Gouvernement : la sûreté nucléaire implique, selon lui, une politique de long terme, une intégration permanente du retour d'expérience. Il a jugé que la standardisation française avait été un facteur de progrès.

Pour M. Claude Birraux, député, rapporteur , il convient, dès lors, de veiller à la cohérence de la démarche, en particulier des choix à effectuer pour l'engagement de futures tranches et de l'option " appel d'offres systématique " pour la construction de chaque nouvelle centrale, procédure qui paraît incompatible avec la cohérence de la démarche française.

M. Claude Birraux, député, rapporteur, s'est déclaré convaincu que la volonté de laisser toutes les options ouvertes pour la définition d'une politique énergétique devait s'entendre de manière dynamique, position qui implique le maintien des compétences de l'industrie nucléaire.

Si l'on ne réalise pas un EPR, le rapporteur a estimé que les années de recherche théorique se maintiendraient à un haut niveau théorique, mais que le savoir-faire industriel serait en recul, ou pour le moins stagnant.

Pour M. Claude Birraux, député, rapporteur, l'engagement d'une seule tête de série rendrait le coût du projet prohibitif, alors qu'un milliard avait déjà été engagé pour les études, que l'industriel table sur l'engagement d'une série d'au minimum sept réacteurs et que, même s'il devait y avoir des changements importants dans la structure de production électrique, cela signifierait qu'on remplacerait 8 réacteurs actuels par un EPR. Pour le rapporteur, il paraît donc réaliste d'engager vers 2003 une tête de série EPR.

Par ailleurs, M. Claude Birraux, député, rapporteur, a souhaité que les dirigeants d'EDF prennent sur ce dossier une position plus claire et déterminée.

Il s'est déclaré frappé, dans un contexte politique difficile, de l'engagement très fort des électriciens allemands -qu'ils traduisent par leur participation financière- et conscient des difficultés que rencontrait Framatome, entreprise dont les dirigeants doivent, selon lui, élaborer une stratégie offensive et dynamique.

A l'issue de cet exposé, M. Christian Bataille, député , évoquant les hésitations à la tête de Framatome et sa difficulté de lier des contacts avec Siemens, s'est enquis de la coopération entre ces deux entreprises.

M. Claude Birraux, député, rapporteur , a évoqué en réponse un " mariage de raison " soumis à certaines conditions et il a évoqué l'historique des relations entre les deux firmes. Il a estimé que si le désir de Siemens de continuer à travailler avec Framatome n'était pas remis en cause par les conversations de Siemens avec des interlocuteurs anglais, Framatome devait développer une stratégie dynamique pour nouer des alliances, son projet industriel n'étant pas assez affirmé. Il a admis que les dirigeants de l'entreprise avaient pu être déstabilisés par les projets d'alliances germano-britanniques.

Mme Michèle Rivasi, députée, s'est déclarée déçue par le projet EPR, considérant que s'il apportait plus de sécurité, il ne répondait pas au problème de l'élimination des déchets nucléaires. Elle a estimé que la taille du projet était énorme. Elle s'est enquise de la réalité de la demande telle qu'elle pouvait être évaluée dans le monde, et s'est inquiétée de l'absence d'étude de marché. Elle a jugé qu'une telle analyse ne relevait pas des ingénieurs électriciens. Evoquant l'utilisation du MOX, elle s'est interrogée sur l'adéquation d'une telle technologie avec les choix adoptés dans certains pays comme la Chine. Elle a déploré qu'EDF ait loué du combustible à l'Espagne, combustible retraité à Marcoule.

M. Christian Bataille , député , rapporteur, a estimé que, sur ce dernier point, il y avait un détournement de la loi de 1991.

Estimant qu'une tête de série " EPR " pouvait être élaborée, tout en répétant ses réserves sur le concept, Mme Michèle Rivasi , députée , a souligné que la décision du scénario énergétique ne relevait pas des électriciens mais du pouvoir politique.

M. Claude Birraux , député, rapporteur , a souligné que, s'agissant de la taille du réacteur, l'autorité de sûreté donnerait son avis. Pour un projet d'une taille de quelque 1 700 mgwatts, il a estimé que la technologie apparaissait maîtrisée dans la mesure où l'augmentation de puissance n'avait rien de comparable au passage de Phénix (250 MW) à Superphénix (1 250 MW).

Il a convenu que l'EPR devait être réservé à des pays qui avaient une infrastructure scientifique suffisamment développée pour l'accueillir dans de bonnes conditions. Il n'a pas caché les risques qu'impliquaient, plus généralement, certaines technologies de centrales nucléaires civiles en matière de plutonium utilisable dans des applications militaires et a relevé les difficultés rencontrées dans ces domaines par l'agence de Vienne.

M. Serge Poignant , député , a relevé l'adhésion que suscitaient les remarques du rapporteur. Il s'est interrogé sur le délai de réalisation d'une tête de série du réacteur.

M. Claude Birraux , député , rapporteur, a estimé qu'une pré-licence devrait permettre la conduite d'études détaillées et que, si un engagement intervenait vers 2003, la mise en service d'une tête de série n'était pas inconcevable vers 2010.

M. Louis Boyer , sénateur , évoquant le rôle des groupes de pression anti-nucléaire allemands, s'est interrogé sur la localisation géographique de la future tête de série. Il a jugé que le consensus sur le domaine énergétique n'était pas réalisé en Allemagne.

M. Claude Birraux, député, rapporteur , a relevé que la décision appartenait au Gouvernement et que, pour sa part, il refusait d'entrer dans le débat sur la localisation d'une tête de série, considérant que cela ne relevait pas de sa mission. En outre, il s'est dit avoir été frappé par la détermination des électriciens allemands qui, du fait de la lutte contre l'effet de serre, devront abandonner leurs centrales électriques fonctionnant avec de la tourbe selon un procédé datant de 1875.

A l'issue de cette discussion, la première partie du rapport de M. Claude Birraux , député , a été adoptée à l'unanimité et sa publication décidée .

ANNEXES

Liste des personnalités auditionnées
par le rapporteur

IPSN

• M. Quéniart Directeur délégué

GIIN

• M. André Canipelle Secrétaire général

• M. Robert Voin Président

• M. Guy Lamand Président de la Commission économique et
industrielle

DSSIN

• M. André Claude Lacoste Directeur général

AEN

• M. Jacques Royen

CGT-Force Ouvrière

• M. Pierre Durand

• M. Lucien Ehrsam Secrétaire fédéral

• M. D. Besson Secrétaire du CNEN-DE

• M. Jean Montiez Membre du CSSIN

• Mme Annie Pasquet Secrétaire-adjoint CNEN-DE

EDF

• M. Tinturier Contrôleur général

• M. Autissier

• M. Lecoq Directeur-adjoint de l'équipement

• M. Bruel Direction de la stratégie

CEA

• M. Michel Courtaud Responsable du segment DRW

• M. Philippe Gardenet Directeur de la stratégie et de l'évaluation

• M. Robert Reisse Directeur-adjoint à la Direction des technologies
avancées

FRAMATOME

• M. Jean-Robert Quero Chargé de Mission auprès du Président

• M. François Bouteille Directeur général-adjoint de NPI

• M. Hervé Freslon Directeur des réalisations nucléaires

• M. Alain Gautier Directeur de l'ingénierie

Commission de l'Union européenne

• M. Georges Van-Goeten

Groupement des scientifiques pour l'information sur l'énergie nucléaire

• Mme Séné

Greenpeace

• M. Thierry Directeur

CGT

• M. Serge Cordonnier Fédération de l'énergie, Président de la Commission
économique

• M. Serge Terrier Bureau fédéral, Administrateur EDF

CFDT

• M. J.F. Vérant Délégué syndical central FRAMATOME

• M. Pierre Bobe Secrétaire confédéral

• M. Henri Catz CEA

¹ Les dernières commandes non annulées ultérieurement remontent aux Etats-Unis en 1973 et en Allemagne en 1982 ; de plus, aucune commande n'a été enregistrée sur le marché libre à l'exportation de 1981 à 1985.

² Badenwerk AG, Bayernwerk AG, Energie-Versorgung Schwaben AG, Isar-Amperwerke AG, Kernkraftwerke Lippe-Ems GmbH, Kernkraftwerk Stade GmbH, Neckarwerke Elektrizitätsversorgungs AG, PreussenElektra AG, RWE Energie AG

³ cf. Rapport de l' OPECST, Assemblée nationale n° 3491 et Sénat n° 300.

⁴ cf. infra. Chapitre I du Titre II.

⁵ Le corium est le produit très radioactif qui résulte de la fusion des éléments constitutifs du coeur.

⁶ L'augmentation de la puissance électrique et l'allégement des contraintes imposées sur le suivi de charge font partie des éléments qui seront examinés dans la phase "basic design optimization phase". Comme nous le verrons dans le corps du rapport, ces deux données sont en train de changer.

⁷ Fluence : possibilité de passage à travers la paroi.

⁸ Sur ce point, voir infra. étude sur l'enceinte.

⁹ Il faut noter que la charge de tritium, évaluée à 1 ou 2 kg pour un réacteur de 1 000 MW, est considérable.

¹⁰ cf. 5.

¹¹ Le corium prototypique se distingue du corium réel par l'utilisation d'uranium appauvri et l'absence des produits de fission. Il peut donc être plus facilement manipulé, mais n'a évidemment pas de puissance résiduelle. Toutes les expériences hors pile sont réalisées avec des corium sans produits de fission.