06.11.2018

Débat : Faut-il revoir les plans particuliers d’intervention (PPI) ?

contraste_flamanville_v2.jpg
Par Maurice Mazière et Jean-Pierre Pervès, président et membre du GR21 (groupe de réflexion sur l'énergie au XXIe siècle) et Bertrand de L’Epinois, président de la section technique SFEN « Sûreté et protection de l’environnement »

Débat : les PPI constituent l’ultime mesure de sûreté, et la seule visible pour le grand public, en cas d’accident grave. Les innovations en sûreté apportées par les nouveaux réacteurs doivent-elles conduire à une révision de ce schéma ? ​

maziere_pervesv3.jpg

"Les PPI doivent évoluer avec l'amélioration de la sûreté des réacteurs" pour Maurice Mazière et Jean-Pierre Pervès, président et membre du GR21.

Les ​avancées dans la conception du réacteur EPR sont très significatives :

  • les accidents sans fusion du coeur ne nécessitent pas d’actions de protection au voisinage de la centrale. L’EPR est pensé comme un îlot très robuste ;
  • les rejets précoces importants sont « pratiquement éliminés » en cas de fusion du coeur (dispositions de conception les rendant très improbables avec un haut niveau de confiance) ;
  • le personnel est protégé en toutes circonstances et les rejets concevables n’impliquent éventuellement qu’une mise à l’abri brève des populations, pas d’évacuations temporaires au-delà du voisinage très immédiat de la centrale, ni de relogements permanents et de restriction à long terme de la consommation d’aliments.

Sur un plan technique cette doctrine se traduit sur l’EPR par la mise en place d’équipements essentiels : le récupérateur de corium fondu en cas de fusion du coeur, les recombineurs d’hydrogène pour éviter tout risque d'explosion, la filtration des rejets quand une dépressurisation de l’enceinte de confinement s’impose, et des moyens considérablement durcis de réfrigération du coeur. Systèmes experts et formations du personnel complètent le dispositif.

Il faut sortir de la logique du système “à cliquet” qui fait qu’on ne revient jamais en arrière sur des mesures de prévention, alors que des progrès majeurs ont été réalisés en matière de sûreté nucléaire.

Avec la prise en compte du retour d’expérience post-Fukushima et la réalisation des « stress tests », les 58 réacteurs existants vont approcher le même niveau de protection, au-delà de ce qui était déjà en place (recombineurs et filtres par exemple) :

  • vérification de leur robustesse vis-à-vis d’agressions internes et externes largement surévaluées ;
  • mise en place d’un noyau dur de protection du coeur (incluant des sources électriques et des moyens de réfrigération indépendants et ultra-protégés), ainsi que de postes de commandement protégés ;
  • création d’une force d’action rapide nucléaire (FARN) capable de relayer les équipes de terrain en moins de 24 h avec son matériel.
 
Qu’est-ce qu’un PPI ?
Le plan particulier d’intervention (PPI) définit l’organisation des secours mis en place par les pouvoirs publics en cas d’accidents susceptibles d’affecter les populations et/ou l’environnement dans une installation classée (nucléaire, chimique, barrage, etc.). Le déclenchement et la coordination des moyens qui en découlent en fonction des circonstances sont placés sous l’autorité du préfet.
 

Le PPI et le retour d’expérience

L’accident de Three Miles Island et le mouvement de panique qui s’est emparé de la population voisine montrent l’importance d’une communication équilibrée, adaptée à la réalité du risque. 

L’accident de Fukushima, sur un réacteur sensiblement différent (pas de circuit secondaire), n’ayant pas intégré les améliorations retenues en France, résulte d’une prise en compte insuffisante du tsunami, dont l’amplitude potentielle n’était pas ignorée. Or le bilan montre que les évacuations ont été trop massives et durables. Les autorités sanitaires japonaises constatent, en lien avec les évacuations, une mortalité prématurée importante (évaluée à 1 800 décès fin 2016 [1]), liée au stress (dépressions, suicides, maladies cardio-vasculaires…). Elle est sans commune mesure avec celle qui peut être liée aux conséquences radiologiques de l’accident (quelques cas reconnus sans liens directs de cause à effet). De plus les excès de précautions de la réglementation, les doses acceptables étant comprises par le public comme niveau de danger, ont encore amplifié le désastre en créant une forte défiance vis-à-vis des autorisations de retour dans les territoires évacués.

 
Les objectifs du PPI
Un plan particulier d’intervention doit pouvoir être compris par tous et répondre à des nécessités d’action en fonction de risques sanitaires avérés. Il doit être équilibré au niveau temporel afin de permettre : 
- une bonne évaluation de la situation dans un contexte d’urgence ;
- une limitation raisonnable des durées de mise à l’abri, voire d’évacuations de précaution quand elles sont jugées nécessaires.
 

Le PPI du réacteur EPR

L’EPR rejoint sur le site de Flamanville deux réacteurs de 1 330 MW, opérationnels depuis 1986 et 1987, qui vont bénéficier des renforcements décidés pour donner suite aux analyses post-Fukushima.

Dès que les noyaux durs ajoutés à ces deux réacteurs seront pleinement opérationnels, et reconnus comme tels par l’ASN, il serait normal que le PPI actuel de Flamanville soit réexaminé, en identifiant clairement les impacts potentiels de chacune de ces deux générations de réacteurs, et en précisant les gestes de sauvegarde du public et de l’environnement recommandés pour chacun.

L’accident de Three Miles Island et le mouvement de panique qui s’est emparé de la population voisine montrent l’importance d’une communication équilibrée, adaptée à la réalité du risque.

Ce serait une occasion unique d’informer  le public, via les CLI et l’ANCCLI, des renforcements et de la réalité des risques sanitaires. Le nucléaire en France est porteur d’une pollution atmosphérique minime et il serait temps de sortir d’une communication trop souvent anxiogène. C’est le devoir de l’exploitant, de l’ASN, des CLI, des ingénieurs et des médecins d’apporter une information adaptée.

Comment justifier le maintien des dispositions d’un PPI « ancien » alors que la sûreté d’un réacteur est considérablement durcie [2] ? Ce serait laisser croire à la population que sa sécurité était antérieurement insuffisamment assurée, ce qui est faux. Un PPI est un processus complexe qui mobilise des moyens importants, les services d’urgence de l’État et des communes, et même des citoyens (participation à des formations et à des exercices). Il doit être proportionné en fonction de la réalité des risques potentiels. Ses acteurs doivent avoir une vision claire de ses objectifs, et une grande confiance en leur capacité à le mettre en oeuvre. Il faut sortir de la logique du système « à cliquet » qui fait qu’on ne revient jamais en arrière sur des mesures de prévention, alors que des progrès majeurs ont été réalisés en matière de sûreté nucléaire.

Débat : les PPI constituent l’ultime mesure de sûreté, et la seule visible pour le grand public, en cas d’accident grave. Les innovations en sûreté apportées par les nouveaux réacteurs doivent-elles conduire à une révision de ce schéma ? 

de_l_epinois.jpg"Si leur périmètre peut évoluer, les PPI doivent être maintenus" selon Bertrand de L'Epinois, président de la section technique SFEN "Sûreté et protection de l'environnement".

Les directives techniques rédigées par l’autorité de sûreté pour la nouvelle génération de réacteurs, l’EPR, disposaient que, même en cas d’accident grave, les conséquences à l’extérieur du site devraient rester très limitées dans le temps et dans l’espace. Ce principe a depuis été formulé dans les objectifs de sûreté de WENRA (Association des autorités de sûreté nucléaire des pays d’Europe de l’Ouest) pour les nouveaux réacteurs, dans les standards de l’AIEA et dans la  directive européenne sur la sûreté nucléaire. Le guide 22 de l’ASN, succédant aux directives techniques, le reprend naturellement.

En application de ce principe, l’EPR a été conçu pour faire face à un accident grave, aussi faible la probabilité en soit-elle. Des dispositions de conception et des systèmes destinés à protéger l’enceinte de confinement et à évacuer la puissance résiduelle en cas de fusion du coeur forment une ligne supplémentaire de la défense en profondeur, la quatrième. Celle-ci s’ajoute aux progrès apportés à la prévention des accidents. Des calculs de rejets menés pour vérifier le bien-fondé de la conception confirment qu’en cas de fusion du coeur, les distances et durées auxquelles devraient s’appliquer d’éventuelles mesures de protection devraient rester très limitées.

On peut donc légitimement se poser la question de savoir si, tenant compte de ces progrès, il ne conviendrait pas de réduire le périmètre des PPI ou même de les supprimer.

 
Les enjeux du débat
La mise à jour d’un PPI doit-elle tenir compte des progrès techniques et organisationnels apportés et du retour d’expérience ? Le retour d’expérience des incidents et accidents [3] a systématiquement été pris en compte dans la doctrine française. Une obligation essentielle s’impose : des fusions de coeurs, très hypothétiques, ne doivent pas conduire à des évacuations massives et durables, même à proximité des centrales. Cette doctrine s’applique à l’EPR aussi bien qu’aux réacteurs opérationnels.
 
 

Les PPI forment la cinquième ligne de la défense en profondeur, qui relève des pouvoirs publics [4]. Ils consistent en l’ensemble des dispositions que les pouvoirs publics peuvent mettre en oeuvre pour protéger la population avoisinante et l’environnement en cas de rejets radioactifs. À ce titre, maintenir le principe de PPI autour des réacteurs de nouvelle génération revêt une assez grande logique : ils constituent le recueil des pratiques et de l’état de l’art des pouvoirs publics en matière de gestion de crise autour des sites nucléaires.

Les progrès de la sûreté se traduisent ainsi pas tant par la suppression des PPI que par la grande confiance dans la très faible probabilité qu’ils aient jamais à être mis en oeuvre. Par ailleurs, des mesures de protection, bien que très limitées, peuvent demeurer nécessaires.

Du fait des inconvénients possibles de certaines mesures de protection, comme une évacuation, sans doute convient-il de réviser les périmètres des mesures immédiates ou les conditions de leur déclenchement. Un objectif est en effet d’assurer que les mesures prises, même à titre de précaution, demeurent en proportion de la situation et du risque.

Par ailleurs, pour la bonne information sur les risques et leur maîtrise, il y aura tout intérêt à exposer, dans les documents publics, les ordres de grandeur des conséquences radiologiques potentielles [5]. Ceci en particulier si le périmètre maximum des PPI n’était pas modifié pour les nouveaux réacteurs et se révélait ainsi plus vaste que les périmètres issus des évaluations.

Enfin, une question connexe pourrait être posée, à propos des SMR [6] : leur terme source inférieur [7] et leurs caractéristiques de sûreté intrinsèques [8] permettront-ils de considérer une implantation plus proche des centres de consommation ? Ceci dans une optique de production locale et décentralisée. Cette question se rapproche de celle de savoir si l’on pourrait se dispenser de PPI autour de tels réacteurs, ou tout du moins de PPI de grande ampleur tels qu’ils existent aujourd’hui.

 
Les évolutions post-Fukushima
Les nouveaux PPI doivent intégrer trois évolutions majeures. En premier lieu leur périmètre doit passer de 10 à 20 km autour des centrales. Cette extension doit conduire à élargir l’information du public et la réalisation de plans communaux de sauvegarde. Les PPI doivent désormais également planifier une mesure l’évacuation immédiate de  5 km autour des centrales contre 2 km actuellement. Enfin, une distribution de pastilles d’iode doit être réalisée dans le nouveau périmètre des PPI, soit dans un rayon de 20 km. La consommation de denrées alimentaires autour d’un site accidenté est également interdite.
 

Crédit photo : EDF / Morin Alexis

 

1.

La même surmortalité a été constatée dans la population évacuée à la suite du tsunami.

2.

On ne sait pas imaginer un scénario d’accident conduisant à la mise en oeuvre de l’ensemble du noyau dur.

3.

Ceux de Three Miles Island (TMI), réacteur de même concept que les nôtres, et de Fukushima.

4.

Les quatre premières lignes relèvent de l’exploitant : prévention des incidents ; maîtrise des incidents ; maîtrise des accidents ; protection du confinement et limitation des rejets en cas d’accident grave.

5.

Doses, distances et durées d’évacuation, de confinement ou de prise d’iode issues des calculs.

6.

« Small modular reactors », ou petits réacteurs

7.

Le terme source désigne la quantité d’éléments radioactifs susceptibles d’être libérés du coeur du réacteur en cas d’accident.

8.

Par exemple, la possibilité d’évacuer la puissance résiduelle par la seule conduction thermique.