C. L'ACCOMPAGNEMENT DE LA CERTIFICATION DES SOLUTIONS TECHNOLOGIQUES INNOVANTES
Mme Olga Givernet, députée, rapporteure. - Nous allons terminer ces exposés par les interventions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) et de l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) sur un sujet stratégique pour l'innovation dans le domaine nucléaire : l'accompagnement de la certification des solutions technologiques innovantes. En effet, si les grandes entreprises du secteur nucléaire sont rompues aux contraintes de certification de leurs nouveaux projets, tel n'est pas le cas des start-up, elles-mêmes soumises à d'autres contraintes, notamment de financement qui leur imposent d'avancer à un rythme soutenu dans leurs développements, comme elles en ont fait état lors de la première table ronde.
J'ai d'abord le plaisir de donner la parole au directeur général de l'ASN, Olivier Gupta, ainsi qu'à Philippe Dupuy, responsable de la mission réacteurs innovants.
M. Olivier Gupta, directeur général, Autorité de sûreté nucléaire (ASN). - Nous avons été conduits à évoquer la question des petits réacteurs au cours d'auditions récentes et je voudrais ici en profiter pour dissiper toute ambiguïté. Trois principes fondamentaux s'appliquent à l'ensemble des réacteurs. Le premier concerne la responsabilité première de l'exploitant. Il ne suffit pas de respecter des règles fixées par l'autorité. L'exploitant doit d'abord proposer une installation sûre et en apporter la démonstration. Le deuxième principe porte sur l'exigence d'un haut niveau de protection des personnes et de l'environnement pour les réacteurs, mais aussi pour les usines de fabrication et de retraitement de leurs combustibles, ainsi que pour la gestion des déchets. L'ASN ne fera pas de compromis sur ce point. Le troisième principe, extrêmement important, a trait aux règles de transparence, qui sont bien plus exigeantes que dans le reste de l'industrie.
Cela étant, ces réacteurs innovants posent naturellement des questions spécifiques, qui appellent des réponses elles aussi spécifiques. La première concerne le niveau de sûreté attendu. La différence essentielle entre les gros et les petits réacteurs porte sur les sites d'implantation. Les petits réacteurs ont vocation à être implantés sur des sites industriels, qui sont parfois bien plus proches de zones densément peuplées que ne le sont les gros sites nucléaires aujourd'hui. Il est inenvisageable d'évacuer la population dans de telles zones, contrairement à ce qui est prévu aujourd'hui dans les plans d'intervention autour des sites nucléaires. Dès lors, les démonstrations de sûreté de ces réacteurs doivent fournir la preuve que les rejets restent négligeables. De ce point de vue, les petits réacteurs ont des caractéristiques favorables, mais encore faut-il le démontrer de façon rigoureuse. Ici, l'une des difficultés porte sur le moindre retour d'expérience sur ces technologies. Les deux conditions pour la sûreté sont donc la réduction des conséquences des accidents à due proportion de la proximité des zones densément peuplées et la rigueur des démonstrations attendues à cet effet.
La deuxième question concerne le souhait de la plupart des porteurs de projets que ces réacteurs soient autorisés dans les mêmes conditions dans plusieurs pays, ce qui pose l'enjeu de la standardisation et de l'harmonisation des règles de sûreté à l'échelle internationale. Dans le cadre de l'Association des responsables de sûreté nucléaire d'Europe de l'Ouest (WENRA), nous avons lancé un travail commun sur des objectifs de sûreté harmonisés pour les petits réacteurs modulaires. Mais nous souhaitons aller plus loin, pour viser un objectif de standardisation. Celui-ci est cependant difficile à atteindre, dans la mesure où la responsabilité en matière de sûreté nucléaire reste nationale. Aussi, est-il exclu, pour l'ASN et ses homologues, d'accepter des autorisations instruites dans un autre pays sans les examiner. La meilleure option consisterait à faire travailler ensemble les autorités nationales, à un stade très précoce du développement de ces projets, pour procéder à l'examen conjoint d'un même dossier de sûreté présenté simultanément dans plusieurs pays par un même porteur de projet. Nous avons agi de la sorte sur le projet NUWARD, d'abord avec nos homologues finlandais et tchèques, avant d'élargir l'examen conjoint aux Pays-Bas, à la Pologne et à la Suède. Il s'agit là d'une première à l'échelle mondiale, qui me semble constituer la voie la plus prometteuse.
La troisième question relève des pratiques d'instruction avec les nouveaux entrants. Nous devons établir un dialogue avec plusieurs acteurs qui viennent nous voir simultanément et que nous avons à coeur de traiter équitablement. À cet effet, nous avons monté une équipe dédiée pilotée par Philippe Dupuy. Nous veillons à engager nos ressources de manière proportionnée à la maturité des projets. Ces échanges nous ont permis d'identifier des questions difficiles sur les plans techniques, par exemple certains de ces projets envisagent l'absence d'opérateur sur site, ou juridiques, comme le partage de responsabilité lorsque le propriétaire du réacteur et celui du terrain sur lequel il est implanté sont distincts. L'instruction des objectifs de sûreté, la coopération internationale, le dialogue technique, etc. ne se feront pas sans des moyens supplémentaires pour l'ensemble ASN et IRSN. Nous travaillons sur ces sujets techniques de manière commune avec l'IRSN, avec une équipe conjointe interlocutrice des porteurs de projets, sans aucun compromis en matière de sûreté, de rigueur des démonstrations et de transparence.
Mme Olga Givernet, députée, rapporteure. - À présent, la parole revient à Jean-Christophe Niel, directeur général, et Karine Herviou, directrice générale adjointe en charge de la sûreté nucléaire, de l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire.
M. Jean-Christophe Niel, directeur général, Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). - L'IRSN a déjà pratiqué une expertise sur des réacteurs autres que ceux d'EDF, comme les réacteurs à eau pressurisée ukrainiens ou ceux de la propulsion navale, puisque l'IRSN assure l'appui technique de l'Autorité de sûreté nucléaire défense, de même que des réacteurs à neutrons rapides comme Phénix, Superphénix et, plus récemment, Astrid. Je peux également mentionner les réacteurs de quatrième génération, qu'ils soient refroidis au gaz, au sodium ou au plomb, des réacteurs très haute température, à eau supercritique ou à sels fondus. Beaucoup de SMR utilisent aujourd'hui ces technologies.
Nous avons travaillé sur nos modes d'instruction réglementaires et d'expertise pour ces SMR innovants, y compris dans le cadre des échanges internationaux, puisque nous appuyons l'ASN dans le cadre de la revue de NUWARD. L'IRSN a même travaillé sur un processus de licensing commun. Il s'agit évidemment de renforcer la maîtrise des processus pour des concepteurs qui ne sont pas encore complètement familiers des réglementations et des attentes en termes de démonstration de sûreté, voire de sécurité nucléaire et de radioprotection. L'IRSN a mis en place des séminaires sur la maturation des projets, a identifié des chefs de projets : Philippe Dupuy pour l'ASN et Sébastien Israël pour l'IRSN, et dispose de contacts plus ou moins avancés avec l'ensemble des concepteurs présents aujourd'hui. Par ailleurs, l'IRSN a donné un avis sur le dossier d'options de sûreté du réacteur Jimmy et a reçu cet été celui du réacteur NUWARD.
Le niveau de maturité des projets est variable et s'appuie en partie sur le retour d'expérience (REX) acquis. Celui-ci est très élevé sur les réacteurs à eau légère soit pressurisée soit bouillante : plusieurs milliers d'années-réacteur d'exploitation cumulées ; élevé pour les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium : plusieurs centaines d'années ; moyen pour les réacteurs à haute température : une centaine d'années. Pour les autres concepts, le retour d'expérience est bien sûr beaucoup plus limité.
Pour la majorité des projets, des travaux de R&D, utiles à la modélisation, sont nécessaires en support à la conception, mais aussi à la démonstration de sûreté. Les efforts de R&D ont historiquement porté sur les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium et les réacteurs à haute température. La plupart des projets proposent des programmes de R&D ambitieux, intégrant la réalisation de maquettes ou de prototypes, afin de disposer in fine de données représentatives. Dans le cas des réacteurs de quatrième génération, l'IRSN a identifié, dans un rapport de 2014, des sujets de R&D sur les matériaux - compte tenu des environnements à haute température, 400 à 500 degrés pour le plomb, ou corrosifs, comme les sels fondus -, le contrôle et l'inspection des installations - rendus difficiles par la compacité des installations ou l'opacité des fluides caloporteurs -, ainsi que l'étude des phénomènes accompagnant les accidents graves - avec des phénomènes de dégagement d'énergie ou des rejets radioactifs ou chimiques. Ces travaux de R&D doivent être menés en lien avec la filière concernée.
S'agissant de la sûreté, même si ces réacteurs sont de moindre puissance que ceux actuellement en fonctionnement - la plage est large entre des réacteurs de quelques mégawatts et de quelques centaines de mégawatts -, ils renferment des quantités importantes de produits radioactifs. Dans la mesure où certains concepteurs envisagent des implantations à proximité de zones habitées ou de grands sites industriels, les exigences de sûreté doivent permettre de limiter notablement les conséquences des situations accidentelles envisageables. En fonction de la filière, la taille du réacteur peut avoir un effet sur les caractéristiques de sûreté qui peut être favorable. Par exemple, pour les réacteurs à haute température, une taille réduite limitera le comportement neutronique du coeur.
De manière générale, il est utile de privilégier des concepts « pardonnants » c'est-à-dire peu sensibles aux événements qui peuvent se produire dans l'installation ou à l'extérieur de celle-ci. De plus, les enjeux de sûreté concernent également le cycle du combustible. La sûreté des installations associées doit donc être examinée de manière concomitante à celle du réacteur. Nous considérons que la construction de maquettes en appui de la justification de sûreté des installations doit être envisagée par les concepteurs. Les prototypes devraient être instrumentés de manière spécifique, pour répondre à la compréhension nécessaire des enjeux de sûreté. En conclusion, l'IRSN peut contribuer à la formation aux sujets de la sûreté nucléaire et de sa démonstration. Nous disposons du système de logiciels Accident Source Term Evaluation Code (ASTEC), en particulier pour les accidents graves, que nous sommes prêts à partager avec ceux qui le souhaiteraient.