Dialogue avec les parties prenantes : le collège de l’ASNR rencontre Greenpeace France

Introduction
Dans le cadre de sa démarche de dialogue avec les parties prenantes, l’ASNR a reçu le 1er juillet une délégation de Greenpeace France.

Dans le cadre de sa démarche de dialogue avec les parties prenantes, l’ASNR a reçu le 1er juillet une délégation de Greenpeace France.

L’échange a porté sur les sujets d’actualité suivants :

Le collège de l’ASNR reçoit régulièrement cette association. Ces rencontres permettent au collège de mieux appréhender les préoccupations et les avis de ses interlocuteurs, d’expliquer les principes et les modalités de l’activité de contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, et de connaître leur position sur les démarches de dialogue en cours et à venir.

Type de contenu

Protection des installations nucléaires françaises face au risque incendie : Bilan et recommandations de l’examen européen par les pairs (2023-2025)

Introduction
Le Groupement européen des autorités de sûreté nucléaire (ENSREG) a publié son rapport de synthèse de la revue par les pairs des installations nucléaires sur le thème de la protection contre les risques liés à l’incendie, ainsi que les rapports de conclusion par pays. Cet examen européen a permis d’identifier de nombreux domaines de bonne performance pour la France.

Le Groupement européen des autorités de sûreté nucléaire (ENSREG) a publié son rapport de synthèse de la revue par les pairs des installations nucléaires sur le thème de la protection contre les risques liés à l’incendie, ainsi que les rapports de conclusion par pays. Cet examen européen a permis d’identifier de nombreux domaines de bonne performance pour la France.

Séminaire de restitution du 18 juin 2025.

La directive européenne 2014/87/Euratom sur la sûreté nucléaire prévoit la réalisation, tous les six ans, d’un examen par les pairs des installations nucléaires de chaque État membre sur un thème spécifique.

Après un premier examen thématique lancé en 2017 sur le thème de la gestion du vieillissement des réacteurs nucléaires, un 2e cycle d’examen par les pairs a été lancé en 2023 avec pour thème la protection des installations nucléaires contre les risques liés à l’incendie. 

Chaque pays participant a soumis un rapport d'évaluation national, qui a été examiné par des experts d'autres pays. Le rapport de la France couvre dix installations nucléaires représentatives des réacteurs nucléaires en activité, des installations du cycle du combustible et des installations en démantèlement et a été publié en octobre 2023 [télécharger le rapport de la France : version française - version anglaise].

La revue par les pairs des rapports nationaux, qui a été menée en 2024 sous la direction de Sylvie Cadet-Mercier de l’ASNR, a permis d’examiner les dispositions de protection incendie déployées sur les installations nucléaires retenues dans le cadre de cette revue. Elle a permis d'identifier, au niveau de l'Union Européenne, à la fois les bonnes pratiques et les défis, présentées dans le rapport de synthèse ainsi que, pour chaque pays participant, les domaines de bonne performance et les axes d’amélioration nécessaires présentées dans les rapports de conclusion par pays. Ces rapports sont disponibles sur le site internet ensreg.eu.

Présentation du rapport français par Christophe Quintin (ASNR) en octobre 2024.

Cet examen européen par les pairs a permis d’identifier de nombreux domaines de bonne performance pour la France. Parmi celles-ci, les pairs ont souligné la qualité de l’examen mené à la suite d’événements incendie dans le domaine industriel non-nucléaire pour en tirer des enseignements pour les installations nucléaires. En matière de prévention du risque incendie, la mise en place de nouveaux dispositifs de surveillance constituent aussi de réelles améliorations selon les pairs. Par ailleurs, les actions de modernisation des systèmes de protection incendie, tant sur les réacteurs électronucléaires que sur le réacteur à haut flux de l’ILL, ont été saluées. 

Deux axes d’amélioration identifiés dans le rapport d’auto-évaluation ont été retenus pour la France :

  • la mise en œuvre de systèmes d'extinction par pulvérisation d'eau dans les installations nucléaires du cycle du combustible lorsque leur déploiement est compatible avec les procédés utilisés ;
  • la mise en œuvre de dispositions complémentaires visant à garantir d’assurer la collecte intégrale des eaux d’extinction et leur rétention sur une installation du cycle du combustible.

Les pays participants doivent par la suite publier un plan d’actions national, détaillant les actions mises en œuvre en réponse aux axes d’amélioration identifiés lors de cette revue au niveau européen.

Enfin, l’exercice d’examen a été achevé par la tenue d’un événement public de restitution et de transparence qui a eu réuni plus de 130 participants le 18 juin 2025. Il y a été souligné que cette revue approfondie, qui a nécessité une mobilisation importante des exploitants, des autorités de contrôle et des experts, a permis de mettre en lumière de bonnes pratiques et favoriser le partage de connaissances et des retours d’expérience au niveau européen sur les risques liés à l’incendie dans les installations nucléaires. 

En savoir plus

Thème
Type de contenu

Mise en place d’un régime d’autorisation pour certaines opérations de transport de sources radioactives

Introduction
En application de l’article R. 1333-146 du code de la santé publique, l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) a adopté le 28 mars 2025 la décision n° 2025-DC-011 pour introduire, en sus du régime actuel de déclaration, un régime d’autorisation pour les activités de transport des sources les plus radioactives, au vu des enjeux qu’elles présentent en matière de sécurité . L’arrêté d’homologation de cette décision a été publié au Journal officiel de la République française du 17 juillet 2025.
https://www.asn.fr/espace-professionnels/transport-de-substances-radioactives/autorisation-et-declaration-des-entreprises-realisant-des-tsr-en-tout-ou-partie-en-france

En application de l’article R. 1333-146 du code de la santé publique, l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) a adopté le 28 mars 2025 la décision n° 2025-DC-011 pour introduire, en sus du régime actuel de déclaration, un régime d’autorisation pour les activités de transport des sources les plus radioactives, au vu des enjeux qu’elles présentent en matière de sécurité [1]

L’arrêté d’homologation de cette décision a été publié au Journal officiel de la République française du 17 juillet 2025.

Proportionner l’encadrement réglementaire aux enjeux

Cette décision :

  • soumet à autorisation les opérations d’acheminement routier sur la voie publique en France des sources radioactives ou lots de sources équivalents de catégorie A, B ou C [2]. Ces sources sont des sources scellées de haute activité (SSHA) ou, regroupées (lot) [3] ;  
  • soumet au régime de déclaration les opérations de transport de substances radioactives qui ne relèvent, ni du régime d’autorisation, ni de l’exemption ; et
  • abroge la décision n° 2015-DC-0503 de l’Autorité de sûreté nucléaire qui soumettait à déclaration les opérations de transport.

La nouvelle obligation d’autorisation sera effective au 1er janvier 2026. Ainsi, tout transporteur désirant effectuer des opérations d’acheminement, par route, de sources ou lots de sources radioactives de catégorie A, B ou C, devra disposer à compter de cette échéance d’une autorisation de l’ASNR. 

Toute question portant sur l’application de ces nouvelles modalités peut être transmise à DTS-transport@asnr.fr .

Pour en savoir plus :

  • Consulter la page récapitulative sur les « autorisation et déclaration des entreprises réalisant des transports de substances radioactives, en tout ou partie, en France ».
     

[1] Protection contre les actes de malveillance
[2] La réglementation française définit quatre catégories A, B, C ou D, dans l’ordre décroissant de risque radiologique. Cette classification est établie dans le code de la santé publique (annexes 13-7 et 13-8).
[3] Plusieurs sources radioactives regroupées, qui constituent un lot, peuvent présenter ensemble un niveau de risque supérieur à chacune des sources prises indépendamment.

Type de contenu

Le président de l’ASNR rencontre ses partenaires aux États-Unis

Introduction
Du 15 au 17 juillet 2025, le Président de l’ASNR, Pierre-Marie Abadie, accompagné du commissaire Olivier Dubois, s’est rendu aux Etats-Unis pour présenter la nouvelle autorité de sûreté française, dans l’ensemble de ses missions et responsabilités, à ses partenaires américains et évoquer avec eux les principaux enjeux auxquels l’ASNR et les autres autorités de sûreté font face aujourd’hui.

Du 15 au 17 juillet 2025, le Président de l’ASNR, Pierre-Marie Abadie, accompagné du commissaire Olivier Dubois, s’est rendu aux Etats-Unis pour présenter la nouvelle autorité de sûreté française, dans l’ensemble de ses missions et responsabilités, à ses partenaires américains et évoquer avec eux les principaux enjeux auxquels l’ASNR et les autres autorités de sûreté font face aujourd’hui.

La délégation de l’ASNR rencontre la NRC. ©US NRC

À gauche, Pierre-Marie Abadie, président de l’ASNR. À droite, Annie Caputo, commissaire de la NRC. ©ASNR

À cette occasion, Pierre-Marie Abadie et Olivier Dubois ont rencontré la US NRC (Nuclear Regulatory Commission www.nrc.gov), notre homologue, et discuté avec la commissaire Annie Caputo. Pour les activités de recherche en sûreté, plusieurs réunions ont été organisées avec la direction de la recherche de la NRC, le ministère américain de l’énergie (DOE) et ses composantes NNSA (National Nuclear Security Administration www.energy.gov/nnsa) et NE (Office of Nuclear Energy www.energy.gov/ne) afin d’aborder les programmes de recherche en cours et en projet, notamment sur la sûreté des combustibles et sur la criticité. En matière de radioprotection, dans le domaine de la santé, des échanges ont eu lieu avec le NIH (National Institutes of Health) et sa composante NIAID (National Institute of Allergy and Infectious Diseases www.niaid.nih.gov) sur la poursuite des travaux relatifs au traitement des patients victimes d’accidents d’irradiation.

À gauche, Robert Latta, représentant à la 5ème circonscription de l'Ohio à la Chambre des Représentants des États-Unis. À droite, Pierre-Marie Abadie, président de l’ASNR. ©ASNR

En marge de ces rencontres, le président de l’ASNR s’est également entretenu avec des membres du Congrès américain et le NEI (Nuclear Energy Institute www.nei.org, représentant les industries nucléaires américaines) afin de présenter la nouvelle ASNR, autorité indépendante, et de partager nos priorités et notre vision sur la sûreté nucléaire qui constitue un « bien commun ».

Enfin, ce déplacement a également été l’occasion de visiter les réacteurs AP 1000 et le simulateur de la centrale de Vogtle en Georgie. Lors de cette visite, les discussions ont principalement porté sur le fonctionnement et l’efficacité des systèmes passifs de sûreté, l’historique du projet et les leçons tirées de sa construction. 

Type de contenu

L’ASNR rencontre l’ANCCLI

Introduction
Dans le cadre de sa démarche de dialogue avec les parties prenantes, le collège de l’ASNR a reçu les membres du bureau de l’Association nationale des comités et commissions locales d’informations (ANCCLI) le 23 juin.

Dans le cadre de sa démarche de dialogue avec les parties prenantes, le collège de l’ASNR a reçu les membres du bureau de l’Association nationale des comités et commissions locales d’informations (ANCCLI) le 23 juin. 

L’ANCCLI rassemble aujourd’hui 35 commissions locales d’information qui remplissent une mission d'information, de concertation et de suivi de l'impact des installations nucléaires françaises.

L’échange entre le collège et l’ANCCLI a été l’occasion de souligner l’importance du partenariat permettant de rendre plus robuste l’expertise, la recherche, la décision et le contrôle de l’ASNR et une montée en connaissances et compétences des membres des CLI. Par ailleurs, il a essentiellement porté sur :

  • le financement des CLI et de l’ANCCLI ;
  • les conséquences de la création de l’ASNR, en particulier en termes de recherche et de dialogue avec la société ;
  • la participation de l’ANCCLI et des CLI aux consultations sur les projets de décision et d’avis de l’ASNR, en particulier les délai et le processus de consultation à venir pour Cigéo ;
  • le sujet technique des petits réacteurs modulaires, les CLI étant de plus en plus sollicitées par les porteurs de projet, sans avoir suffisamment d’informations sur le sujet.

Par ailleurs, la direction des relations, de la participation et de la communication (DRPC) est intervenue à l’Assemblée générale de l’ANCCLI du 24 juin pour présenter les actions d’information, de transparence et de dialogue vers les CLI menées dans le cadre du partenariat entre l’ANCCLI et l’ASNR.

L’ASNR entretient des échanges réguliers avec l’ANCCLI, qui lui permettent de mieux appréhender les préoccupations et les avis de ses interlocuteurs, d’expliquer les principes et les modalités des activités d’expertise, recherche, décision et contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, et de connaître leur position sur les démarches de dialogue en cours et à venir.

Type de contenu

Été 2025 : l’ASNR fait le point sur les rejets thermiques des centrales nucléaires pendant les périodes de canicule

Introduction
Pour contribuer au refroidissement de ses réacteurs, une centrale nucléaire prélève de l’eau dans un cours d’eau ou dans la mer. Cette eau est ensuite restituée au milieu naturel, à une température plus élevée que lors du prélèvement. En période de canicule et d’étiage, ces rejets, dits thermiques, sont susceptibles d’avoir une incidence sur l’environnement aquatique. Ils sont donc encadrés par des prescriptions de l’ASNR.

Pour contribuer au refroidissement de ses réacteurs, une centrale nucléaire prélève de l’eau dans un cours d’eau ou dans la mer. Cette eau est ensuite restituée au milieu naturel, à une température plus élevée que lors du prélèvement. En période de canicule et d’étiage, ces rejets, dits thermiques, sont susceptibles d’avoir une incidence sur l’environnement aquatique. Ils sont donc encadrés par des prescriptions de l’ASNR. 

Au cours de l’été 2022, qui avait été marqué par des périodes de canicule et de sécheresse, l’ASNR avait adopté quatre décisions modifiant temporairement les prescriptions encadrant les rejets thermiques des centrales nucléaires de Blayais, Bugey, Golfech, Saint-Alban et Tricastin. Ces décisions avaient été adoptées à la suite de demandes d’EDF et après examen des enjeux liés à la protection de l’environnement. Elles prescrivaient une surveillance renforcée de l’environnement aquatique, en particulier de la faune piscicole. Elles répondaient au besoin de maintenir la production d’électricité de certaines centrales afin de répondre à deux impératifs de nécessité publique : d’une part assurer la sécurité du réseau électrique et d’autre part préserver les réserves de gaz naturel et d’eau des barrages hydroélectriques en prévision de l’hiver 2022/2023 dans un contexte de forte tension au plan énergétique.

L’ASNR présente le retour d’expérience de l’application de ces décisions dans une note technique, en particulier le bilan de la surveillance renforcée de l’environnement mise en œuvre dans ce cadre.

Les conditions météorologiques et hydrologiques ne peuvent être anticipées que de quelques jours. Dans le cas où EDF serait amenée à solliciter en 2025 une demande de modification temporaire des limites des rejets thermiques de certaines centrales nucléaires en raison d’impératifs de sécurité du réseau électrique, l’ASNR devra instruire cette demande dans un temps limité.

Afin d’anticiper une telle situation, EDF a transmis à l’ASNR au début de l’été 2025 des éléments techniques portant sur la réponse des écosystèmes observée lors des épisodes de canicule passés et sur la surveillance renforcée des eaux de surface qu’elle envisage.

L’ASNR met à disposition ces éléments sur son site Internet. Le public qui le souhaite peut formuler des observations sur ces documents sur ce lien.

Thème
Type de contenu

L’ASNR met en demeure Framatome

Introduction
L’ASNR met en demeure Framatome de respecter certaines dispositions pour les activités de la station de condensation de l’acide fluorhydrique (« station HF »)

L’ASNR met en demeure Framatome de respecter certaines dispositions pour les activités de la station de condensation de l’acide fluorhydrique (« station HF »)

L’INB 63-U de Framatome à Romans-sur-Isère produit de l’acide fluorhydrique (HF) dans le cadre de la fabrication des combustibles utilisés dans les centrales nucléaires. Cet acide, toxique par inhalation, est produit sous forme gazeuse puis condensé dans une station de condensation dite « station HF ». 

La station de condensation de l’acide fluorhydrique a été mise en service en 2006. Le dernier alinéa de l’article 1.2 de l’arrêté du 7 février 2012 modifié, fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base, précise que l’exploitant est tenu de respecter les dispositions de son rapport de sûreté approuvé par l’ASNR. Le rapport de sûreté de Framatome établit un échéancier de réalisation de mesures préventives du vieillissement de la station HF consistant notamment au remplacement de tronçons de tuyauterie et des cuves de stockage d’acide fluorhydrique tous les 5 à 15 ans selon le type d’équipement. Il précise également « qu’un aménagement des dates de remplacement pourra être envisagé après bilan du vieillissement. »

Lors de l’inspection du 27 novembre 2024, l’ASNR a constaté l’absence de remplacement de certains équipements de la station HF, dont les cuves, sans qu’un bilan du vieillissement ait été établi pour justifier ce choix. Framatome a présenté une évaluation des cuves réalisée en préparation du dossier de réexamen ainsi qu’un rapport d’une société externe indiquant des signes de vieillissement. Les réponses de Framatome à cette inspection ont conduit l’ASNR à demander des compléments qui n’ont eux aussi pas permis de conclure à une entière maîtrise du vieillissement. 

Un rapport contradictoire relatif à cet écart a alors été établi par l’ASNR en application de l’article L. 171‑6 du code de l’environnement. En réponse à ce rapport, Framatome n’a pas remis en cause les manquements observés et a présenté deux options de mise en conformité ainsi que des mesures compensatoires (vérifications supplémentaires, modalités d’exploitation, …) jusqu’à la mise en œuvre de la solution définitive.

Néanmoins, les mesures compensatoires valorisées par Framatome ne permettent pas de garantir la tenue des équipements en polyéthylène haute densité (PEHD) contenant de l’HF jusqu’à la mise en œuvre, tardive, de la solution définitive en raison des incertitudes liées à l’état de vieillissement des équipements en PEHD. En effet, le vieillissement de ce matériau au contact de l’acide fluorhydrique est mal connu et il n’existe pas de critère normatif pour l’évaluer. Framatome n’a, par ailleurs, pas présenté de mesure in situ sur ces équipements. Considérant que Framatome doit assurer la maîtrise du vieillissement des équipements de la station HF comme indiqué dans son rapport de sûreté, l’ASNR met en demeure Framatome de respecter les dispositions du dernier alinéa de l’article 1.2 de l’arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base selon les échéances présentées dans l’article 1 de la décision ci-dessous. L’exploitant devra par ailleurs présenter et mettre en œuvre, dans l’attente du remplacement des équipements, des mesures compensatoires robustes permettant de prévenir le risque de fuite d’acide fluorhydrique toxique.

En savoir plus :

Décision n°CODEP-LYO-2025-042450 du président de l’ASNR du 8 juillet 2025
portant mise en demeure de FRAMATOME établissement Romans sur Isère de se conformer aux dispositions du dernier alinéa de l’article 1.2 de l’arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base en ce qui concerne la station de condensation de l’acide fluorhydrique de l’INB 63-U.

Thème
Type de contenu

Recommandations du GP Déchets sur la sûreté à long terme de Cigéo en phase d’après-fermeture

Introduction
À l’issue de la phase d’instruction technique de la demande d’autorisation de création de Cigéo, l’ASNR a présenté son 3ème rapport d’expertise au groupe permanent d’experts pour les déchets, qui a émis ses recommandations sur la sûreté à long terme de Cigéo en phase d’après-fermeture, et a formulé sa conclusion générale sur le dossier.

Le groupe permanent d’experts pour les déchets émet ses recommandations sur la sûreté à long terme de Cigéo en phase d’après-fermeture et formule sa conclusion générale.

À l’issue de la phase d’instruction technique de la demande d’autorisation de création de Cigéo, l’ASNR a présenté son 3ème rapport d’expertise au groupe permanent d’experts pour les déchets, qui a émis ses recommandations sur la sûreté à long terme de Cigéo en phase d’après-fermeture, et a formulé sa conclusion générale sur le dossier. 

  • La troisième et dernière phase de l’instruction technique du dossier de demande d’autorisation de création de Cigéo s’est conclue avec la réunion du groupe permanent d’experts pour les déchets (GPD) les 25 et 26 juin 2025. Cette troisième phase portait sur la sûreté de Cigéo en phase d’après-fermeture. Les discussions du GPD se sont basées sur l’expertise réalisée par la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR.
  • Le GPD a estimé que la démonstration de la sûreté en après-fermeture présentée par l’Andra est satisfaisante pour ce stade de développement du projet, compte tenu des engagements pris par l’Andra et sous réserve de la prise en compte des observations qu’il a formulées à l’issue de son examen. Il considère que le système de stockage, dans l’architecture retenue, présente une bonne capacité globale de confinement et est robuste vis-à-vis de l’ensemble des risques et incertitudes considérés en après-fermeture.
  • À l’issue de l’examen de l’ensemble du dossier de demande déposé par l’Andra, le groupe permanent considère que la démonstration de sûreté de Cigéo repose sur une base solide de connaissances et a atteint le niveau de maturité requis à ce stade. Il a néanmoins soulevé certains enjeux importants, qui appellent des compléments et devront faire l’objet d’évaluations à l’occasion de jalons à venir dans le développement du projet.
  • L’ASNR rendra son avis sur la demande d’autorisation de création de Cigéo, conformément aux dispositions de l’article L. 542-10-1 du code de l’environnement, dans l’objectif d’éclairer le public sur cette demande en vue de l’enquête publique.  L’ASNR présentera, dans cet avis prévu à la mi-novembre 2025, sur la base de sa propre expertise et des recommandations du GPD, les éléments qu’elle juge nécessaires pour compléter la démonstration de sûreté en vue de la mise à jour du dossier prévu avant l’enquête publique, ainsi que ceux attendus aux étapes ultérieures du développement du projet Cigéo.
  • Les parties prenantes engagées dans les différentes démarches de dialogue mis en œuvre par l’ASNR au cours de l’expertise et de l’instruction techniques seront consultées à l’automne dans le cadre de la préparation de cet avis, afin d’avoir un continuum de participation de la société civile sur les phases de saisine, d’expertise et d’instruction de l’ASNR et de leur permettre de jouer pleinement leur rôle dans la perspective des consultations réglementaires à venir, en particulier l’enquête publique prévue en 2026.

Consultation spécifique des parties prenantes sur le projet d’avis de l’ASNR : L’ASNR présentera son projet d’avis aux parties prenantes mobilisées pendant l’instruction technique lors d’une réunion début octobre. Après une phase de recueil des commentaires et questions, l’ASNR organisera un atelier en novembre pour partager les contributions reçues, dont elle tiendra compte en vue de finaliser son avis.

L’Andra a déposé auprès du ministère de la transition énergétique, le 16 janvier 2023, la demande d’autorisation de création (DAC) d’une installation de stockage de déchets radioactifs en couche géologique profonde dénommée Cigéo. L’ASNR a été saisie par le ministère de la transition énergétique, en mars 2023, pour piloter l’instruction technique de cette demande.

L’ASN a souhaité que l’expertise du dossier de demande soit organisée selon trois groupements thématiques : les données de base retenues pour l’évaluation de sûreté de Cigéo, la sûreté en phase d’exploitation des installations de surface et souterraine et la sûreté après fermeture. Des thèmes transverses sont également étudiés, tels que la réversibilité (incluant le principe d’adaptabilité du stockage et de récupérabilité des colis de déchets radioactifs en vérifiant l’absence d’incidences négatives sur la sûreté en après-fermeture), la phase industrielle pilote et les conséquences liées au changement climatique. La première phase s’est conclue par une réunion du groupe permanent d’experts pour les déchets (GPD) les 24 et 25 avril 2024, et la deuxième phase les 10 et 11 décembre 2024.

La direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR a présenté son expertise et le groupe permanent d’experts pour les déchets (GPD) a examiné, les 25 et 26 juin 2025, avec l’appui de membres des groupes permanents d’experts pour les laboratoires et les usines (GPU) et pour la radioprotection des travailleurs, du public, des patients et de l’environnement (GPRP), le troisième groupement thématique, puis a formulé sa conclusion générale à l’issue de l’examen de l’ensemble du dossier déposé par l’Andra.

Un dialogue technique a été organisé à destination de la société civile par l’ANCCLI, le CLIS de Bure et l’ASNR durant l’expertise du DDAC de Cigéo. Il a démarré début 2023 et se terminera début octobre 2025. Les objectifs sont de tenir compte des préoccupations et des questions de la société civile pour rendre plus robuste l’expertise de l’ASNR et de permettre à société civile de se forger leur propre opinion sur les sujets de sûreté nucléaire et de radioprotection et participer ainsi au processus conduisant à la décision publique.

En parallèle, l’ASNR a mené une concertation sur le projet de saisine globale de l’IRSN et les projets de saisines du groupe permanent d’experts « déchets » pour recueillir l’avis de parties prenantes participant au groupe de travail du PNGMDR. 

 

Concernant l’examen du troisième groupement thématique portant sur la sûreté en après-fermeture de Cigéo, les éléments de conclusion suivants ont été mis en lumière par l’expertise réalisée par la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR.

La démonstration de sûreté de Cigéo après sa fermeture a atteint le niveau de maturité requis au stade d’une demande d’autorisation de création d’un stockage. La pertinence de la démarche retenue par l’Andra pour évaluer la sûreté de Cigéo après sa fermeture a été soulignée, celle-ci étant fondée sur l’examen de sa performance de confinement via des scénarios d’évolution du stockage déduits d’une analyse globalement satisfaisante des risques sur le long terme et des incertitudes associées à la performance de ses composants.

L’évaluation du scénario d’évolution normale du stockage (SEN), qui correspond à l’évolution prévisible de l’installation et du milieu géologique, montre une bonne capacité de confinement du système de stockage. La poursuite des efforts de consolidation des connaissances, en particulier relatives à la solubilité du sélénium ou encore aux propriétés hydrauliques de la formation géologique du Callovo-Oxforien (COx), reste toutefois nécessaire afin de dégager des marges par rapport aux objectifs de protection radiologique. 

Les scénarios de dysfonctionnement des scellements ou des conteneurs de stockage HA, ainsi que d’effondrement d’un alvéole durant la phase d’exploitation, qui conduisent à des performances de confinement dégradées, présentent des impacts sanitaires du même niveau qu’en SEN. Ces impacts peuvent néanmoins être plus élevés pour les scénarios postulant une faille non détectée dans le quartier de stockage MA-VL ou une intrusion humaine involontaire, sans pour autant être inacceptables au regard de la très faible vraisemblance des scénarios retenus et de la sévérité des hypothèses qui les fondent. Il a été noté que l’Andra s’était engagée, en réponse à une demande sociétale, à prendre en considération un scénario d’abandon du stockage avant sa fermeture dans l’objectif d’identifier, le cas échéant, des modalités de fermeture anticipée du stockage qui en limiteraient les conséquences sur la sûreté à long terme ; cela a été considéré satisfaisant compte tenu de la durée séculaire de son exploitation.

Au vu de l’ensemble de ces éléments, le système de stockage, dans l’architecture retenue, est apparu robuste vis-à-vis des risques et incertitudes liées à son évolution. Les évaluations des impacts environnementaux, tant radiologiques que chimiques, ainsi que des impacts sanitaires chimiques, concluent à des niveaux très faibles.

En revanche, en l’absence d’une comparaison étayée entre plusieurs options d’architecture au regard de critères relatifs à la sûreté en exploitation et après fermeture (déjà soulignée par l’ASN à l’issue de l’expertise du dossier d’options de sûreté), la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR n’a pu se prononcer sur le caractère optimisé de l’architecture du stockage retenue au stade du DDAC, sans toutefois préjuger qu’elle ne le soit pas. Du point de vue de la sûreté après fermeture, cette architecture confère une importance supplémentaire aux scellements des galeries en ne mettant pas à profit le gain avéré d’un positionnement du quartier de stockage MA-VL en aval hydraulique des liaisons surface-fond (LSF). A cet égard, la justification du nombre, de la localisation et de la performance des scellements des galeries dans l’architecture retenue reste à apporter. 

Sur la préservation de la mémoire, le travail de préfiguration engagé par l’Andra est estimé satisfaisant au stade actuel du développement du projet, et doit se poursuivre.

Enfin, bien qu’aucun point rédhibitoire lié à la sûreté après fermeture du stockage de l’inventaire de réserve n’ait été identifié à ce stade des études d’adaptabilité, les efforts à mener pour démontrer l’absence de risque de criticité à long terme du stockage des combustibles usés (CU) restent substantiels, dès lors que le maintien de leur géométrie ne serait plus garanti.

Lors de sa réunion des 25 et 26 juin 2025, le GPD a confirmé les principaux éléments de conclusion de l’expertise réalisée par la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR, et en particulier celle sur la bonne capacité globale de confinement et la robustesse du système de stockage dans l’architecture retenue. Le GPD a néanmoins davantage mis en exergue la nécessité d’évaluer le degré de conservatisme par rapport aux objectifs de protection radiologique de l’évaluation en situation enveloppe du scénario postulant un forage abandonné au niveau du stockage. S’agissant de la maîtrise du risque de criticité lié au stockage de l’inventaire de référence, le GPD estime également que les éléments présentés par l’Andra vont dans le sens de la démonstration d’une absence de criticité après fermeture du stockage pour l’inventaire de référence. Toutefois, le GPD souligne que l’exclusion de criticité, si elle est satisfaisante sur le principe, peut s’avérer délicate à démontrer eu égard aux échelles de temps à considérer. Enfin, s’agissant de l’optimisation de l’architecture actuellement retenue vis-à-vis de la sûreté en exploitation et après fermeture, le GPD relève que l’Andra a étudié l’incidence de la longueur des galeries sur les gains possibles en termes de performance de confinement, mais n’a pas répondu à l’ensemble de la demande de l’ASN formulée à ce sujet à l’issue de l’instruction du DOS. Le GPD estime en conséquence que l’Andra devra compléter son dossier afin de justifier le positionnement du quartier de stockage MA-VL par rapport aux LSF, ainsi que le nombre et la localisation des scellements des galeries dans l’architecture retenue.

 

En conclusion générale, la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR ainsi que le GPD ont souligné les avancées notables de la démonstration de sûreté de Cigéo depuis le DOS (dossier d’options de sûreté), tant dans la constitution du socle de connaissances qui la fonde, que dans son évaluation en phase d’exploitation et après fermeture. Cette démonstration a globalement atteint le niveau de maturité requis à ce stade pour l’architecture retenue et doit désormais être complétée et consolidée. Il convient à cet égard de rappeler la spécificité temporelle du projet Cigéo, qui dispose notamment d’une phase industrielle pilote d’une durée estimée à une trentaine d’années à partir de la délivrance du décret d’autorisation de création. Durant cette phase, destinée à asseoir la démonstration de sûreté du stockage au moyen d’études et d’essais réalisés dans son environnement géologique et dans des conditions représentatives de son fonctionnement industriel, les compléments et consolidations identifiés comme nécessaires à l’issue de l’expertise du DDAC devront faire l’objet de rendez-vous d’évaluation programmés en amont de la mise en service de l’installation actuellement envisagée par l’Andra à l’horizon 2050, par exemple à l’occasion du franchissement de jalons techniques clés tels que le début du creusement, ou l’engagement de la construction du premier alvéole… 

En particulier, les compléments susceptibles de conduire à des modifications de conception, tels que la consolidation des connaissances des propriétés de la roche hôte au droit des structures profondes détectées au nord du quartier HA, l’évolution de dispositions de compartimentage et d’intervention en cas d’incendie, la démonstration de la sûreté de l’exploitation des alvéoles HA et de la fermeture des alvéoles MA-VL, ainsi que les dispositions de surveillance, devront faire l’objet d’une évaluation avant le creusement des ouvrages concernés. S’agissant des ouvrages de fermeture, des éléments complémentaires sont nécessaires en vue de rendez-vous d’évaluation au cours de la phase industrielle pilote. Concernant les déchets bitumés, l’examen de leurs conditions de stockage doit se poursuivre. Ces compléments devront être pris en compte dans l’établissement du programme de la phase industrielle pilote, dont les objectifs et critères de réussite restent préliminaires à ce stade. 

Enfin, la flexibilité de l’installation constitue un enjeu fondamental afin de garantir la gestion sûre de l’ensemble des déchets de l’inventaire de référence, y compris en cas d’évolution de l’architecture ou de la conception de l’installation considérées au stade de la DAC. S’agissant de l’adaptabilité de Cigéo à l’inventaire de réserve, il n’a pas été identifié, à ce stade des études, de point rédhibitoire lié à la sûreté du stockage des CU et des déchets FA-VL. Dans le cas où il serait envisagé d’y stocker d’autres déchets que ceux de l’inventaire de référence, une démonstration de sûreté complémentaire devra être apportée.

Ces différents rendez-vous appelés par l’expertise du dossier ont vocation à être encadrés par des prescriptions techniques que l’ASNR pourra prendre en application du décret d’autorisation de création. Ils donneront lieu le cas échéant à des actions de dialogue avec les parties prenantes et le public, afin de conforter la participation des citoyens tout au long de la vie de l’installation, telle qu’elle est appelée par la loi.

Pour en savoir plus

Type de contenu

Poursuite de fonctionnement des réacteurs de 1300 MWe au-delà de 40 ans

Introduction
L’ASNR a pris position le 1er juillet 2025 sur les conditions de la poursuite de fonctionnement des 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF au-delà de leur quatrième réexamen périodique. L’ASNR considère que l’ensemble des dispositions prévues par EDF et celles qu’elle prescrit ouvrent la perspective d’une poursuite de fonctionnement de ces réacteurs pour les dix ans qui suivent leur quatrième réexamen périodique.

L’ASNR prend position sur les conditions de la poursuite de fonctionnement des réacteurs de 1300 MWe au-delà de 40 ans

L’ASNR a pris position le 1er juillet 2025 sur les conditions de la poursuite de fonctionnement des 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF au-delà de leur quatrième réexamen périodique. L’ASNR considère que l’ensemble des dispositions prévues par EDF et celles qu’elle prescrit ouvrent la perspective d’une poursuite de fonctionnement de ces réacteurs pour les dix ans qui suivent leur quatrième réexamen périodique.

Vue aérienne de la centrale nucléaire de Cattenom © EDF/HappyDay/J.-L. Burnod

Vue aérienne de la centrale nucléaire de Cattenom © EDF/HappyDay/J.-L. Burnod

En France, l’autorisation de créer une installation nucléaire est délivrée par le Gouvernement, après avis de l’ASNR. Cette autorisation est délivrée sans limitation de durée et un réexamen approfondi de l’installation, appelé « réexamen périodique », est réalisé tous les dix ans pour évaluer les conditions de la poursuite de fonctionnement de l’installation pour les dix ans qui suivent.

Le quatrième réexamen périodique revêt une importance particulière puisqu’il avait été retenu, lors de la conception de certains matériels des réacteurs, une hypothèse de 40 années de fonctionnement. La poursuite au-delà de cette période nécessite une actualisation des études de conception ou des remplacements de matériels. Dans sa décision, l’ASNR prescrit la réalisation des améliorations majeures de la sûreté prévues par EDF, ainsi que des dispositions supplémentaires qu’elle considère comme nécessaires pour atteindre les objectifs du réexamen. Cette décision clôt la phase dite « générique » du réexamen, qui concerne les études et les modifications des installations communes à tous les réacteurs de 1300 MWe, ceux-ci étant conçus sur un modèle similaire. Elle est accompagnée d’un courrier formulant des demandes complémentaires sur des sujets présentant des enjeux moindres.

Les prescriptions de l’ASNR seront ensuite déclinées réacteur par réacteur, lors de leur quatrième réexamen périodique. Il sera alors tenu compte des particularités de chacune des installations. Le rapport de réexamen de chaque réacteur fera l’objet d’une enquête publique. Les travaux s’étaleront jusqu’en 2040 pour les derniers réacteurs.

L’ASNR demande à EDF de rendre compte annuellement des actions mises en œuvre pour respecter les prescriptions et leurs échéances, ainsi que de sa capacité industrielle et de celle de ses sous-traitants à réaliser dans les délais les modifications des installations. L’ASNR demande que ce bilan annuel soit rendu public.

Les dispositions prévues par EDF dans le cadre de la phase générique du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe ont fait l’objet d’une concertation nationale du 18 janvier au 30 septembre 2024 sous l’égide du Haut comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire (HCTISN). L’ASNR a également consulté le public, via son site Internet, sur son projet de décision entre le 16 mai et le 15 juin 2025. Cette consultation, dont elle publie une synthèse, l’a amenée à prescrire à EDF de transmettre aux commissions locales d’information concernées le bilan annuel mentionné ci-dessus et à compléter les documents accompagnant la décision, afin de répondre aux interrogations soulevées.

L’ASN avait adopté en février 2021 une décision similaire pour les 32 réacteurs de 900 MWe d’EDF.

Les cahiers de l'ASNR n°7 - Réacteurs nucléaires de 1300 MWe

Les-cahiers-de-l-ASNR-n-7-Reacteurs-nucleaires-de-1300-MWe

Quelles conditions pour la poursuite de fonctionnement des réacteurs au-delà de 40 ans ?

Les 20 réacteurs nucléaires de 1300 MWe en activité aujourd’hui en France atteignent leurs 40 ans de fonctionnement. Au terme d’un important travail d’analyse et d’expertise, ainsi que d’une large association des publics à son processus d’instruction, l’ASNR a statué sur les conditions nécessaires pour permettre la poursuite du fonctionnement de ces réacteurs et sur les améliorations de la sûreté qu’EDF devra mettre en œuvre lors de leur réexamen périodique.

Thème
Type de contenu

Mise en demeure Orano Recyclage - site de La Hague

Introduction
Sur le site de La Hague, l’ASNR met en demeure Orano Recyclage de respecter une prescription de la décision n°2019-DC-0673 du 25 juin 2019 de l’ASN

Sur le site de La Hague, l’ASNR met en demeure Orano Recyclage de respecter une prescription de la décision n°2019-DC-0673 du 25 juin 2019 de l’ASN

Le site d’Orano La Hague comporte quatre anciennes installations du « cycle du combustible »  en démantèlement : les installations nucléaires de base (INB) 33, 38, 47 et 80. Les transferts d’effluents sont réalisés sur le site de La Hague notamment grâce à des lignes de transfert (tuyauteries) situées dans des ouvrages en béton, enterrés ou affleurants, appelés caniveaux. 

L’instruction des dossiers des réexamens des INB 33, 38 et 47 a conduit, en 2019, aux prescriptions de l’ASN formulées dans la décision n°2019-DC-0673 du 25 juin 2019

Parmi celles-ci, la prescription [INB 33, 38 et 47-REEX-15-I] prévoit qu’Orano limite, à compter du 1er janvier 2025, l’utilisation des caniveaux de première génération de l’usine UP2-400  (qui correspond aux INB 33, 38, 47 et 80) aux seules opérations nécessaires au démantèlement de ces caniveaux. En effet, ces caniveaux de première génération ne sont pas, pour la grande majorité, équipés de dispositifs de récupération de fuite, et leur vétusté ne permet pas de garantir de manière pérenne leur fonction de sûreté de confinement des effluents radioactifs liquides qu’ils véhiculent. 

L’exploitant a informé en décembre 2024 l’ASNR qu’il ne serait pas en mesure de respecter cette prescription, et a demandé une prolongation d’utilisation de certains caniveaux, jusqu’à fin 2025 et fin 2028, compte tenu des aléas rencontrés et de la complexité des chantiers de dévoiement des lignes de transfert des effluents entre les différentes usines du site. Ces caniveaux sont notamment utilisés pour le transfert d’effluents entre les installations en fonctionnement du site de La Hague (INB 117 et 118).

L’exploitant a par ailleurs achevé, respectivement en avril et mai 2025, le dévoiement de certains caniveaux de première génération, utilisés pour le transfert des effluents issus des ateliers MAU et HAPF.

Une inspection conduite le 21 février 2025 par l’ASNR a confirmé le dépassement de l’échéance imposée par la prescription [INB 33, 38 et 47-REEX-15-I], des transferts d’effluents ayant été réalisés dans les caniveaux de première génération. 

Un rapport contradictoire relatif à ce constat a alors été établi par l’ASNR en application de l’article L. 171‑6 du code de l’environnement. En réponse à ce rapport, Orano n’a pas remis en cause les manquements observés et a présenté un programme de mise en conformité. Ce calendrier est cohérent avec les éléments techniques présentés par l’exploitant fin 2024.

Néanmoins, les mesures compensatoires valorisées par Orano ne permettent pas de garantir la fiabilité de détection des fuites, en raison des incertitudes liées à la mesure de niveau dans les cuves d’expédition ou de réception, et compte tenu du caractère indirect et ponctuel du suivi piézométrique. Considérant qu’Orano doit achever l’utilisation des caniveaux de première génération sur le site de La Hague, l’ASNR met en demeure Orano de respecter la prescription [INB 33, 38 et 47-REEX-15-I] de la décision du 25 juin 2019 en réalisant le dévoiement des différentes lignes de caniveaux de première génération, selon les échéances présentées dans l’article 1 de la décision ci-dessous. L’exploitant devra par ailleurs présenter et mettre en œuvre, dans en l’attente du dévoiement effectif des caniveaux concernés, des mesures compensatoires robustes permettant de prévenir le risque identifié de contamination des sols en cas de fuite.

En savoir plus

Thème
Type de contenu