Sécurisation du financement des charges nucléaires de long terme : l’ASNR rend son avis sur les rapports triennaux rendus en 2025 par les exploitants d’installations nucléaires

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR considère que les rapports triennaux, relatifs à la sécurisation du financement des charges nucléaires de long terme, transmis en 2025 par les exploitants nucléaires présentent une stratégie de démantèlement et de gestion des combustibles usés et déchets radioactifs acceptable au regard de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.

L’ASNR considère que les rapports triennaux, relatifs à la sécurisation du financement des charges nucléaires de long terme, transmis en 2025 par les exploitants nucléaires présentent une stratégie de démantèlement et de gestion des combustibles usés et déchets radioactifs acceptable au regard de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. 
  

Les principales recommandations de l’ASNR sur les rapports triennaux remis en 2025 portent sur : 

  • l’évaluation des coûts d’assainissement et de gestion des pollutions : les états initiaux des sites nucléaires (état de pollution des sols et des structures de génie civil) au début du démantèlement sont entachés d’incertitudes. L’ASNR considère qu’il est fondamental de connaître le plus précisément possible les états initiaux des sites pour une évaluation prudente des charges long terme. Pour ce faire, des éléments complémentaires sont nécessaires pour obtenir un état initial précis des sols et structures et l’évaluation des coûts d’assainissement et de gestion des pollutions ;
  • la gestion de certains combustibles nucléaires usés particuliers, ou de certaines matières nucléaires potentiellement valorisables : les combustibles usés de certains réacteurs nucléaires (réacteurs utilisés pour la recherche, réacteurs à neutrons rapides) n’ont à ce jour pas de solution de retraitement à court ou moyen terme. De plus, certaines matières nucléaires n’ont pas encore de solution concrète de valorisation. L’ASNR considère que les exploitants concernés doivent clarifier leur stratégie de retraitement ou de valorisation de ces combustibles et matières, et doivent envisager, le cas échéant, de requalifier tout ou partie de ces substances en déchets ;
  • la gestion de certains déchets radioactifs : les déchets bitumés nécessitent encore des travaux de R&D ; en conséquence, les exploitants concernés doivent provisionner les fonds nécessaires. En ce qui concerne les déchets FA-VL, les exploitants concernés devront prendre en compte, dans leurs charges long terme, la stratégie de gestion qui est en cours de définition ainsi que les coûts associés ;
  • la prise en compte de l’éventuelle indisponibilité de solution de gestion de certains déchets radioactifs au moment où un exploitant en aurait besoin ;
  • la prise en compte, dans l’évaluation des charges long terme, d’une durée de démantèlement pertinente pour chaque installation nucléaire : l’ASNR considère que les exploitants doivent prendre en compte une durée de démantèlement réaliste, justifiée, et intégrant des marges pour évaluer les charges long terme. Or, les durées de démantèlement annoncées pour certaines installations nucléaires ne paraissent pas justifiées, ou ne prennent pas en compte de marge suffisante pour intégrer d’éventuels glissements de planning ;
  • l’évaluation des coûts complets des opérations de démantèlement, qui doit reposer sur des hypothèses plus réalistes et prudentes. C’est particulièrement le cas pour ce qui concerne la planification des projets de reprise et conditionnement de déchets (RCD) et des programmes de démantèlement, ou pour ce qui concerne la prise en compte de l’éventuelle indisponibilité d’une installation nécessaire à l’entreposage ou au stockage des déchets radioactifs produits par les opérations de démantèlement ou de RCD ;
  • les garanties financières associées à la gestion et à l’élimination des sources radioactives utilisées dans les irradiateurs industriels : dans leurs rapports triennaux remis en 2025, les exploitants concernés indiquent que la solution retenue pour provisionner ces garanties n’est pas arrêtée de façon définitive ; les montants que ces exploitants ont d’ores et déjà provisionnés restent à justifier. 

Contexte réglementaire :

Le code de l’environnement (chapitre IV du titre IX du livre V, partie législative et partie réglementaire) ainsi que l’arrêté du 21 mars 2007 relatif à la sécurisation du financement des charges nucléaires imposent, depuis 2007, aux exploitants d’installations nucléaires d’évaluer les charges long terme nécessaires au démantèlement de leurs installations, et de les provisionner dans un fonds dédié. 

L’objectif de ce dispositif est de sécuriser le financement : 

  • des opérations de démantèlement des installations nucléaires ;
  • des opérations d’assainissement des sols des sites nucléaires, et de celles du génie civil constitutif des installations nucléaires ;
  • des charges de fermeture, d’entretien et de surveillance des installations de stockage de déchets radioactifs ;
  • de la gestion des combustibles nucléaires usés et des déchets radioactifs, en prenant notamment en compte l’évaluation des coûts de gestion finale des déchets haute activité (HA) et moyenne activité à vie longue (MA-VL), ainsi que les coûts de transport de ces combustibles ou déchets vers des sites d’entreposage ou de stockage. 

L’abondement par l’exploitant du fonds dédié aux charges long terme doit être réalisé à partir de la mise en service de l’installation nucléaire considérée. Il servira à financer l’ensemble des opérations listées ci-dessus jusqu’au déclassement de l’installation, qui est prononcé lorsque l’installation a été démantelée dans son ensemble et ne relève plus des dispositions législatives et réglementaires relatives aux installations nucléaires de base (voir l’article L.593-30 du code de l’environnement). 

L’évaluation des charges long terme doit être effectuée en utilisant une méthode reposant sur :

  • une analyse des options raisonnablement envisageables pour conduire le démantèlement de l’installation ;
  • le choix, parmi ces options, d’une stratégie de démantèlement de référence, qui doit être prudente ;
  • la prise en compte d’incertitudes techniques et d’aléas de réalisation, qui doivent être fonction du niveau de détail de la stratégie de démantèlement de référence et du retour d’expérience disponible sur des démantèlements similaires.

En application de l’article L.594-4 du code de l’environnement, chaque exploitant en charge d’une installation nucléaire de base mise en service ou dont le démantèlement est en cours doit fournir : 

  • tous les 3 ans, un rapport triennal qui synthétise l’évaluation ou la réévaluation globale des charges long terme ;
  • chaque année entre deux rapports triennaux, une note d’actualisation. 

En application de l’article D.594-13 du code de l’environnement, la Direction générale de l’énergie et du climat (DGEC) et la Direction générale du Trésor (DGT) ont saisi l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) sur les rapports triennaux remis en 2025 par les exploitants d’installations nucléaires. 

Pour en savoir plus :

Thème
Sûreté
Réglementation
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Prévention du risque radon dans les lieux de travail : une nouvelle version du guide a été publiée

Soumis par XavierL le
Introduction
Le guide « Prévention du radon », dont la précédente version date de septembre 2020, vient d’être mis à jour. Il intègre les dernières évolutions de la réglementation et propose notamment des recommandations techniques et opérationnelles en vue de l’application de l’arrêté du 15 mai 2024.

Le guide « Prévention du radon », dont la précédente version date de septembre 2020, vient d’être mis à jour. Il intègre les dernières évolutions de la réglementation et propose notamment des recommandations techniques et opérationnelles en vue de l’application de l’arrêté du 15 mai 2024[1].

Guide "Prévention du radon"

Cette nouvelle version du guide préconise la même démarche ordonnée et logique que son prédécesseur pour accompagner les employeurs et les acteurs de la prévention dans la gestion du risque lié à la présence de ce gaz naturel radioactif. Son objectif est de mettre à disposition des employeurs une meilleure information sur le risque lié à la présence de radon, des recommandations opérationnelles pour une démarche de prévention, et des orientations techniques et des bonnes pratiques pour des mesures de réduction du niveau d’exposition, notamment pour les entreprises particulièrement exposées (activités en milieu souterrain ou sur des territoires en zone à potentiel radon significatif).

Le guide est désormais enrichi d’un document « Questions/Réponses » qui détaille certains points de la démarche, aborde des cas particuliers et répond aux problématiques remontées du terrain.

L’ASNR a été largement associée au travail collectif piloté par la Direction générale du travail, qui a aussi impliqué des représentants de l’INRS et du réseau des CARSAT, du ministère chargé de l’agriculture, ainsi que des services déconcentrés du ministère du travail.

A télécharger

Prévention du risque radon | Guide pratique à destination des employeurs et des acteurs | Décembre 2025 
(PDF - 1.91 Mo)

Prévention du risque radon | Questions-réponses | Décembre 2025
(PDF - 967.54 Ko)

________________________
[1] Article 10 de l’arrêté du 15 mai 2024 relatif à la démarche de prévention du risque radon et à la mise en place d'une zone radon et des vérifications associées dans le cadre du dispositif renforcé pour la protection des travailleurs

Thème
Santé
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L’ASNR valide la poursuite des opérations de démantèlement de l’installation nucléaire Orphée (INB 101)

Soumis par XavierL le
Introduction
Le CEA exploite l’installation nucléaire de base (INB) 101, située sur le site de Saclay du CEA. Le réacteur Orphée était un réacteur de recherche de type « piscine ». La création du réacteur a été autorisée par le décret du 8 mars 1978 et sa première divergence a eu lieu en 1980. Il servait à réaliser des expériences dans des domaines tels que la physique, la biologie ou la physico‑chimie.

Le CEA exploite l’installation nucléaire de base (INB) 101, située sur le site de Saclay du CEA. Le réacteur Orphée était un réacteur de recherche de type « piscine ». La création du réacteur a été autorisée par le décret du 8 mars 1978 et sa première divergence a eu lieu en 1980. Il servait à réaliser des expériences dans des domaines tels que la physique, la biologie ou la physico‑chimie. Le réacteur est arrêté définitivement depuis fin 2019 et est en phase préparatoire à son démantèlement. Les derniers combustibles irradiés du réacteur Orphée ont été évacués en 2020, ce qui a conduit à une forte réduction du risque radiologique de l’installation.

En 2019, le CEA a remis à l’ASN le rapport de conclusion à la suite du réexamen périodique de l’installation. Ce réexamen, qui a lieu tous les dix ans, consiste à examiner la conformité de l’installation aux règles qui lui sont applicables et à mettre en œuvre un plan d’action afin d’améliorer le niveau de sûreté de l’installation au regard des meilleures pratiques disponibles. 

A l’issue de l’instruction et compte tenu des enjeux limités de l’installation à l’arrêt et des prochaines opérations préparatoires au démantèlement qui feront l’objet de dossiers spécifiques, l’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite des opérations de préparation au démantèlement de l’INB 101.

L’ASNR ne prévoit pas d’édicter de prescription particulière à la suite de ce réexamen. L’ASNR a remis l’ensemble des conclusions de son instruction au ministre chargé de la sûreté nucléaire.

Le rapport de conclusion du prochain réexamen de cette INB est attendu au plus tard le 28 mars 2029.

Pour en savoir plus :

 

Voir aussi : 

  • Réexamens périodiques pour les LUDD
    A l’inverse des réacteurs en exploitation exploités par EDF les installations LUDD présentent des enjeux spécifiques vis-à-vis de la protection des intérêts (notamment sûreté, protection de la nature et de l’environnement et radioprotection) propres à chaque INB.

 

Thème
Sûreté
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L’ASNR donne son accord pour le passage du réacteur EPR de Flamanville à un niveau de puissance supérieur à 80 % de sa puissance nominale

Soumis par WebmasterEB le
Introduction
Par décision du 12 décembre 2025, l’ASNR a donné son accord pour le passage du réacteur EPR de Flamanville à un niveau de puissance supérieur à 80 % de sa puissance nominale .

Par décision du 12 décembre 2025, l’ASNR a donné son accord pour le passage du réacteur EPR de Flamanville à un niveau de puissance supérieur à 80 % de sa puissance nominale(1). 

Cet accord, prévu par l’autorisation de mise en service du réacteur délivrée par l’ASN le 7 mai 2024, permet à EDF de poursuivre la montée en puissance du réacteur jusqu’à l’atteinte de sa puissance nominale, puis de terminer le programme d’essais de démarrage. 

L’ASNR avait donné un premier accord le 31 janvier 2025 pour poursuivre les essais de démarrage du réacteur au-delà de 25 % de sa puissance nominale.

Dans sa demande en date du 2 décembre 2025, complétée les 8 et 11 décembre 2025, EDF a transmis à l’ASNR les éléments nécessaires pour la délivrance de cet accord, notamment les résultats des essais depuis janvier 2025. Durant cette phase, les essais physiques du cœur(2) se sont poursuivis à différents niveaux de puissance et ont été complétés par des essais tels que l’îlotage (isolement du réseau électrique avec maintien d’une production d’énergie pour les besoins propres de la centrale) ou l’arrêt manuel du réacteur.

L’ASNR a réalisé plusieurs inspections du réacteur depuis le palier à 25 % de puissance. Elle a également analysé les événements significatifs déclarés par EDF et contrôlé les actions correctives mises en œuvre. 

L’ASNR n’a pas mis en évidence d’élément susceptible de remettre en cause la possibilité de poursuivre la montée en puissance du réacteur au-delà de 80 % de sa puissance nominale.

L’ASNR continuera d’assurer un contrôle particulier des étapes ultérieures de la montée en puissance du réacteur, jusqu’à la fin des essais de démarrage. 

En savoir plus :

(1) Puissance nominale : puissance maximale de fonctionnement envisagée d’un réacteur.

(2) Les essais physiques du cœur ont pour objectif de confirmer que le cœur est conforme au référentiel de conception et à la démonstration de sûreté. Ils permettent également de calibrer les systèmes de régulation et de protection automatiques.

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Sûreté
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Mise en service de l’atelier dénommé "atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2)" implanté au sein de l’INB n°178-U

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR a autorisé le 27 novembre 2025 la mise en service de l’atelier dénommé "atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2)" implanté au sein de l’installation nucléaire de base (INB) n°178-U.

L’ASNR a autorisé le 27 novembre 2025 la mise en service de l’atelier dénommé "atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2)" implanté au sein de l’installation nucléaire de base (INB) n°178-U. 

La création de l’AMC2 a été autorisée par le décret n°2023-1120 du 19 décembre 2023, dont les dispositions ont été reprises par le décret n° 2025-689 du 24 juillet 2025. Cet atelier a pour fonction le lavage des conteneurs métalliques cylindriques utilisés pour le transport et l’entreposage d’hexafluorure d’uranium sur le site Orano Tricastin. L’AMC2 est conçu pour traiter des cylindres ayant contenu de l’uranium naturel, de l’uranium naturel appauvri en isotope 235 ou de l’uranium naturel enrichi en isotope 235. La quantité maximale d’uranium autorisée dans l’AMC2 est de 3,5 tonnes dont la teneur en isotope 235 ne peut excéder 6 %.

L’ASNR a également encadré les valeurs limites de rejets ainsi que les modalités de ces rejets et de surveillance de l’environnement de l’AMC2 par décisions n° 2025-DC-022 et n° 2025-DC-023 de l’ASNR du 21 octobre 2025.

Voir la décision

Décision nº 2025-DC-026 de l'ASNR du 27 novembre 2025
autorisant la mise en service de l’atelier dénommé « Atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2) » implanté au sein de l’installation nucléaire de base n° 178-U sur le site du Tricastin

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Sûreté
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Olivier Gupta intervient aux 20 ans d’ENISS et au séminaire annuel de NuclearEurope

Soumis par WebmasterMN le
Introduction
Le 2 décembre 2025, Olivier Gupta a été invité à intervenir, au titre de vice-président de l’association WENRA des responsables d’autorités de sûreté nucléaire d’Europe et de directeur général de l’ASNR, à l’occasion d’un événement marquant les 20 ans de la création de l’association ENISS des exploitants nucléaires européens et du séminaire annuel de l’industrie nucléaire européenne NuclearEurope.

Le 2 décembre 2025, Olivier Gupta a été invité à intervenir, au titre de vice-président de l’association WENRA des responsables d’autorités de sûreté nucléaire d’Europe et de directeur général de l’ASNR, à l’occasion d’un événement marquant les 20 ans de la création de l’association ENISS des exploitants nucléaires européens et du séminaire annuel de l’industrie nucléaire européenne NuclearEurope.

Olivier Gupta au séminaire annuel de NuclearEurope.

Olivier Gupta au séminaire annuel de NuclearEurope.

Au cours d’une première réunion avec ENISS, plusieurs thèmes méritant un approfondissement des échanges entre WENRA et ENISS ont été identifiés, tels que la poursuite de l’exploitation des réacteurs existants, la définition d’objectifs de sûreté pour les nouveaux réacteurs, et l’harmonisation de la réglementation et des processus d’évaluation de la sûreté. La question de la reconnaissance entre autorités de sûreté nucléaire d’évaluation conduite par l’une d’entre elle a également été débattue.

Cet événement s’est poursuivi par le séminaire annuel de NuclearEurope. 

Au sein d’un panel constitué notamment du directeur général adjoint de l’énergie de la Commission européenne et d’un membre du Parlement européen, Olivier Gupta a fait part de la vision des autorités de sûreté européennes dans le contexte actuel de redémarrage du nucléaire.

Il a rappelé que la déclaration faite par WENRA en 2022 restait pleinement d’actualité. WENRA appelait alors les gouvernements à donner des orientations claires et stables en matière de politique énergétique, car une vision de long terme est favorable à la fois à la maîtrise industrielle et à la sûreté. WENRA appelait également les différents acteurs à préserver la responsabilité première des exploitants en matière de sûreté nucléaire ainsi que l’indépendance des autorités de sûreté.

Revenant sur les difficultés du secteur pour conduire des projets longs et complexes, il a mentionné la nécessité que l’industrie dispose des compétences nécessaires, puisse s’appuyer sur une chaine d’approvisionnement robuste, n’engage des projets de construction que lorsque les conceptions sont suffisamment matures et renforce la standardisation des modèles de réacteurs.

Olivier Gupta a également insisté sur la volonté des autorités de sûreté d’adapter les processus réglementaires aux cycles de vie des installations notamment en engageant avec les porteurs de projets des échanges très en amont du développement de nouveaux modèles de réacteurs, de stabiliser les référentiels techniques de sûreté et de renforcer la mise en place d’une approche graduée et proportionnée au risque.

Il a enfin mis en avant que sûreté nucléaire, performance industrielle et efficacité ne sont pas antinomiques mais se renforcent mutuellement.

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Sûreté
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L’ASNR publie son analyse sur les événements significatifs de transport déclarés entre 2021 et 2024 : statistiques, recommandations et rappel des exigences réglementaires à respecter

Soumis par XavierL le
Introduction
Afin de prévenir les accidents impliquant des matières dangereuses (dont font partie les matières radioactives), le transport de matières dangereuses (TMD) fait l’objet de réglementations internationales déclinées dans le droit français, avec quelques spécificités nationales le cas échéant. La prévention des accidents de transport repose notamment sur des dispositions techniques (robustesse du colis, arrimage…) et organisationnelles (formation des personnes en charge du TMD, consignes de sécurité, nomination d’un conseiller à la sécurité dans les entreprises chargeant, déchargeant ou transportant des matières dangereuses…) appelées par la réglementation.
Rapport sur les événements significatifs de transport déclarés à l’ASN sur la période 2021-2024

Rapport sur les événements significatifs de transport déclarés à l’ASN sur la période 2021-2024

Afin de prévenir les accidents impliquant des matières dangereuses (dont font partie les matières radioactives), le transport de matières dangereuses (TMD) fait l’objet de réglementations internationales déclinées dans le droit français, avec quelques spécificités nationales le cas échéant. La prévention des accidents de transport repose notamment sur des dispositions techniques (robustesse du colis, arrimage…) et organisationnelles (formation des personnes en charge du TMD, consignes de sécurité, nomination d’un conseiller à la sécurité dans les entreprises chargeant, déchargeant ou transportant des matières dangereuses…) appelées par la réglementation.

En France, environ un million de colis chargés de matières radioactives sont transportés chaque année. La survenue d’accidents impliquant ces matières est anecdotique au regard du nombre d’accidents corporels de la route[1]. Toutefois, la réglementation[2] impose de déclarer à l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) tout événement ayant des conséquences réelles ou potentielles sur la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement (c’est-à-dire la sécurité, la santé et la salubrité publiques ou la protection de la nature et de l’environnement). 

En effet, la déclaration de ces événements, et leur analyse, visent à faire progresser la sûreté des transports de matières radioactives en permettant notamment :

  • de prévenir le renouvellement d’événements identiques ou similaires par la mise en œuvre de mesures correctives et préventives appropriées ;
  • d’éviter qu’une situation aggravée puisse se produire, en analysant les conséquences potentielles d’événements pouvant être précurseurs d’événements plus graves ;
  • d’identifier les bonnes pratiques à promouvoir afin d’améliorer la sûreté des transports.

Le rapport publié révèle que beaucoup des événements survenus auraient pu être évités et rappelle notamment les exigences réglementaires applicables en matière de transport de matières radioactives. Les quelques événements marquants survenus lors de la période 2021-2024 sont présentés, ainsi que des statistiques relatives aux événements significatifs déclarés sur cette période.

L’ASNR a porté les résultats de cette analyse et ses recommandations à la connaissance des parties prenantes (transporteurs, expéditeurs, commissionnaires de transport, exploitants, conseillers à la sécurité des transports, etc.), ainsi qu’aux organismes de formation des conducteurs de transport de matières radioactives. Les instances ministérielles concernées ont également été informées de cette publication.

En savoir plus :

Événements significatifs de transport déclarés auprès de l’Autorité entre 2021 et 2024
(PDF - 1.34 Mo )

__________________

[1] Plus de 50 000 chaque année selon l’Observatoire national interministériel de la sécurité routière (ONISR).

[2] Article L. 591-5 du code de l’environnement - Paragraphe 1.8.5 de l’ADR, du RID et de l’ADN – Article 7 de l’arrêté TMD – Instructions techniques de l’OACI (§ 7 de la partie 1 et § 4.4 et 4.5 de la partie 7).

Thème
Sûreté
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Petits réacteurs modulaires : publication d’une évaluation conjointe, menée par six autorités de sûreté européennes, sur un projet de réacteur

Soumis par admin le
Introduction
L’ASNR publie les enseignements tirés de la phase 2 de la revue menée conjointement avec ses homologues néerlandaise (ANVS), polonaise (PAA), suédoise (SSM), finlandaise (STUK) et tchèque (SUJB) sur les options de sûreté du projet de réacteur NUWARD SMR [1], développé par une filiale d’EDF.

L’ASNR publie les enseignements tirés de la phase 2 de la revue menée conjointement avec ses homologues néerlandaise (ANVS), polonaise (PAA), suédoise (SSM), finlandaise (STUK) et tchèque (SUJB) sur les options de sûreté du projet de réacteur NUWARD SMR [1], développé par une filiale d’EDF.

Cette évaluation conjointe, réalisée à l’initiative de l’ASNR, a été menée dans le cadre de la deuxième phase de la Joint Early Review et dont les premières conclusions avaient été publiée en septembre 2023. 

Cette seconde phase s’est appuyée sur les réussites de la phase pilote — en particulier le travail de revue d’un projet précis et l’établissement d’un dialogue direct avec le concepteur — tout en évoluant pour répondre à de nouveaux défis, notamment une participation plus large. Lors de cette nouvelle phase, le périmètre de l’évaluation a été étendu à de nouvelles thématiques techniques, notamment sur les barrières de confinement, l’évaluation des conséquences radiologiques d’un accident et l’architecture des systèmes électriques et de contrôle-commande. 

Le rapport final de cette coopération multilatérale présente le programme mené, la méthode de travail mise en œuvre, ainsi que les principaux enseignements tirés.

Cette initiative confirme l’intérêt de développer des coopérations multilatérales pour l’évaluation de projets de réacteurs arrivés à un degré de maturité suffisant, dans un contexte international marqué par la standardisation.

Des échanges sont actuellement en cours afin de poursuivre la revue conjointe du projet de réacteur NUWARD, autour de nouvelles thématiques.

Signature ToR Nuward phase 2
Phase 2 de l'évaluation conjointe

[1] NUWARD SMR est un concept d’unité de production d’électricité. Ce projet appartient à la catégorie des petits réacteurs modulaires, désignés en anglais sous l’acronyme « SMR » (Small Modular Reactors).

Télécharger le rapport

Nuward Joint Early Review – Closure Report Phase 2

Thème
Sûreté
International
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L’ASNR encadre la poursuite de fonctionnement de l’INB 29, dénommée UPRA et exploitée par CIS bio international au vu des conclusions de son réexamen périodique

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 29, dénommée UPRA, exploitée par CIS bio international et implantée à Saclay (Essonne). Il s’agit du second réexamen périodique de l’INB 29.
L’ASNR encadre la poursuite de fonctionnement de l’INB 29, dénommée UPRA et exploitée par CIS bio international au vu des conclusions de son réexamen périodique

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 29, dénommée UPRA, exploitée par CIS bio international et implantée à Saclay (Essonne). Il s’agit du second réexamen périodique de l’INB 29.

L’INB 29 a été déclarée par lettre du CEA du 27 mai 1964. Il s’agit d’un établissement pharmaceutique, dont l’activité principale est la production de radionucléides pour la médecine. Depuis le décret du 15 décembre 2008, CIS bio international est devenu l’exploitant nucléaire de l’INB 29. Ces dernières années, CIS bio international a fortement réduit la quantité de matières radioactives contenues dans l’installation, ce qui limite les enjeux de sûreté associés. 

Le réexamen périodique a pour but, d’une part, de procéder à un examen de conformité de l’installation, afin de vérifier qu’elle respecte bien l’ensemble des règles de sûreté qui lui sont applicables et, d’autre part, d’améliorer son niveau de sûreté en tenant compte de l’évolution des exigences, des pratiques et des connaissances en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection, ainsi que du retour d’expérience national et international pour ce type d’installation. 

CIS bio international a transmis en juillet 2018 à l’ASNR un rapport présentant les conclusions du réexamen périodique de l’INB 29, justifiant l’aptitude de cette installation à fonctionner jusqu’au prochain réexamen dans des conditions de sûreté satisfaisantes au regard de l’état actuel de l’installation et des améliorations définies dans le plan d’action du réexamen. Plusieurs améliorations ont été identifiées au cours de l’instruction de ce dossier par l’ASNR. CIS bio international les a intégrées, dans leur grande majorité, dans son plan d’action. 

L’ASNR souligne la forte implication de l’exploitant pour mener les différentes phases associées au processus de réexamen périodique, et considère que la mise en œuvre du plan d’action adopté a été engagée avec rigueur. L’ASNR estime que les dispositions de maîtrise des risques et inconvénients identifiées dans ce plan d’action permettront d’apporter un nouveau gain de sûreté à l’installation, permettant ainsi une poursuite de fonctionnement dans des conditions satisfaisantes.

Toutefois, au vu des enjeux associés à certains points de sûreté identifiés au cours de l’instruction et de la nécessité d’encadrer les délais de réalisation des actions associées, l’ASNR a décidé de soumettre la poursuite du fonctionnement de cette installation au respect de prescriptions portant sur différents points, tels que la réduction de l’inventaire radiologique, la maîtrise des risques de dissémination de matières radioactives, la maîtrise des risques liés à l’incendie, la maîtrise des risques d’exposition aux rayonnements ionisants et l’évaluation des conséquences radiologiques pour le public en cas d’accident. Ces prescriptions visent à imposer à l’exploitant l’achèvement de certaines opérations ainsi que la remise d’études ou de justifications complémentaires.

Ainsi, et après consultation du public et de l’exploitant, la poursuite de fonctionnement de l’UPRA est soumise aux prescriptions définies dans la décision n° 2025-DC-018 de l’ASNR du 25 septembre 2025.

L’exploitant devra transmettre à l’ASNR son rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB 29 avant le 31 juillet 2028.

En savoir plus

Analyse du rapport de conclusions de réexamen périodique de l’installation UPRA exploitée par CIS bio international
(PDF - 635.46 Ko)

Décision n° 2025-DC-018 de l’ASNR du 25 septembre 2025
fixant les prescriptions applicables à l’INB n° 29, dénommée UPRA, au vu des conclusions de son réexamen périodique


 

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Sûreté
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Valeurs limites de rejets dans l’environnement et prescriptions relatives aux prélèvements et à la consommation d’eau, aux rejets d’effluents et à la surveillance de l’environnement

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR élabore l’encadrement des rejets d’effluents de l’installation nucléaire de base (INB) 178-U, qui regroupe les parcs d’entreposage uranifères, les bâtiments de crise et l’atelier de maintenance des conteneurs (AMC2), implantés sur la plateforme du Tricastin à Pierrelatte (Drôme) et exploités par Orano Chimie-Enrichissement (CE).

L’ASNR élabore l’encadrement des rejets d’effluents de l’installation nucléaire de base (INB) 178-U, qui regroupe les parcs d’entreposage uranifères, les bâtiments de crise et l’atelier de maintenance des conteneurs (AMC2), implantés sur la plateforme du Tricastin à Pierrelatte (Drôme) et exploités par Orano Chimie-Enrichissement (CE).

Conformément aux dispositions du code de l’environnement prévues aux articles L. 593-1 et suivants, cet encadrement des rejets est réalisé par deux décisions :

  • une décision fixant les valeurs limites de rejet dans l’environnement, soumise à l’homologation du ministre chargé de la sûreté nucléaire ;
  • une décision définissant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de consommation d’eau, de transfert et de rejet d’effluents, et de surveillance de l’environnement.

Les activités de la plateforme Orano Tricastin sont liées à la chimie du cycle du combustible nucléaire, l’entreposage de substances radioactives et au démantèlement et à l’assainissement d’installations. L’enrichissement en uranium 235 par centrifugation nécessite des opérations d’entreposage et de transfert d’hexafluorure d’uranium (UF6), actuellement réalisées au moyen de conteneurs, dits cylindres, qui nécessitent des opérations de maintenance et de lavage. Ces opérations sont réalisées dans une installation individuelle de l’INBS du Tricastin, l’atelier de maintenance des conteneurs (AMC), dont l’arrêt définitif est actuellement prévu à la fin de l’année 2026. 

La création de l’atelier de maintenance des conteneurs, dit AMC2, a été autorisée en 2023 par le décret [1]. Cet atelier a vocation à reprendre une partie des activités de maintenance de l’actuel atelier de maintenance, l’AMC. L’AMC2 produira des rejets d’effluents gazeux et les effluents liquides seront transférés vers le site Orano CE de Malvési pour y être recyclés dans le procédé des installations de Malvési. En cas d’impossibilité de réception par les installations de Malvési, les effluents liquides seront transférés vers l’INB 138 de la plateforme du Tricastin pour y être traités avant rejet. La mise en service de l’AMC2 nécessite par conséquent des prescriptions techniques concernant les valeurs limites de rejets ainsi que les modalités de ces rejets et de surveillance de l’environnement. 

Concernant les installations existantes des anciennes INB 178, 179 et 180, les rejets au milieu naturel issus des eaux pluviales et des eaux usées sont gérés par l’arrêté de rejets de l’INBS. Les rejets et transferts des parcs P18, P1, P2, P7, P9, PP (Est) et le parc de l’annexe U, anciennement réglementés dans les prescriptions techniques de rejets des INB 93 et 155 (référencées de [2] à [5]), sont désormais réglementés dans les nouvelles décisions.

L’incidence des installations concernées est faible :

  • aucune des installations concernées ne réalise de prélèvements d’eau dans le milieu environnant ;
  • seul l’AMC2 effectue des rejets gazeux. Leur incidence radiologique est très faible ; elle est estimée à 0,02 % de la limite de dose réglementaire pour la population (1 mSv/an) ;
  • seul l’AMC2 produit des effluents liquides radioactifs qui seront recyclés dans le procédé des installations d’Orano CE sur le site de Malvési. En cas d’impossibilité de réception des effluents à Malvési, les effluents pourront être transférés vers l’INB 138 pour traitement avant rejet. Dans ce dernier cas, l’incidence radiologique des rejets liquides est négligeable ;
  • les rejets chimiques ne nécessitent pas d’être réglementés car ils sont en deçà des seuils définis dans l’arrêté du 2 février 1998 [7] dans sa rédaction en vigueur à la date de publication de l’arrêté INB en référence [6] ;
  • concernant les eaux pluviales, les limites proposées dans les décisions en projet reprennent les limites de l’arrêté du 2 février 1998 [7] dans sa rédaction en vigueur à la date de publication de l’arrêté INB en référence [6]. 

Enfin, les prescriptions liées à la surveillance de l’environnement proposées sont cohérentes avec les prescriptions des autres installations de la plateforme du Tricastin. Deux prescriptions ont été ajoutées concernant la dosimétrie en limite du site. En effet, l’ASNR a constaté que des dosimètres environnementaux mesurent une dose annuelle de l’ordre du millisievert, au droit des parcs d’entreposage d’oxydes d’uranium et estime donc nécessaire d’intégrer un dosimètre aux registres environnementaux mensuels et de vérifier régulièrement le respect de la limite de dose annuelle.

Ces textes ont été élaborés après consultation du public sur le site de l’ASNR sur les projets de prescriptions, qui s’est tenue du 2 au 24 juin 2025.

Voir les décisions de l'ASNR

Décision n° 2025-DC-022 de l’ASNR du 21 octobre 2025 
fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de consommation d’eau, de transferts, de rejets dans l’environnement des effluents liquides et gazeux et de surveillance de l’environnement de l’installation nucléaire de base n° 178-U implantée sur le site du Tricastin, sur les communes de Pierrelatte et de Saint-Paul-Trois-Châteaux (département de la Drôme)

Décision n° 2025-DC-023 de l’ASNR du 21 octobre 2025 
fixant les valeurs limites de rejet dans l’environnement des effluents de l’installation nucléaire de base n° 178-U implantée sur le site du Tricastin, sur les communes de Pierrelatte et de Saint-Paul-Trois-Châteaux (département de la Drôme)

Références

[1] Décret n° 2023-1220 du 19 décembre 2023 modifiant le périmètre de l’installation nucléaire de base no 178, dénommée « Parcs uranifères du Tricastin », implantée sur le site du Tricastin, sur le territoire des communes de Pierrelatte et de Saint-Paul-Trois-Châteaux (département de la Drôme), et autorisant la société Orano Chimie-Enrichissement à ajouter dans le périmètre de cette installation un atelier, dénommé « Atelier de maintenance des conteneurs 2 (AMC2) »

[2] Décision n° 2023-DC-0757 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 11 mai 2023  fixant les valeurs limites de rejet dans environnement de l’installation nucléaire de base n° 155, dénommée TU5, située à Pierrelatte

[3] Décision n° 2023-DC-0758 de l’Autorité de sureté nucléaire du 11 mai 2023 fixant les prescriptions relatives aux prélèvements et à la consommation d’eau, aux transferts et rejets d’effluents et à la surveillance de l’environnement de l’installation nucléaire de base no 155, dénommée TU5, située à Pierrelatte

[4] Décision n° 2013-DC-0357 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 16 juillet 2013 fixant les valeurs limites des rejets dans l'environnement des effluents gazeux et liquides de l’installation nucléaire de base n° 93, usine Georges Besse, exploitée par Eurodif Production sur la commune de Pierrelatte (Drôme)

[5] Décision n° 2013-DC-0356 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 16 juillet 2013 fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de consommation d'eau, de transfert des effluents liquides et de rejets dans l'environnement des effluents liquides et gazeux de l'installation nucléaire de base n°93, usine Georges Besse, exploitée par Eurodif Production sur la commune de Pierrelatte (Drôme) ainsi qu'à l'exploitation d'un dispositif de confinement hydraulique et de traitement des eaux de la nappe alluviale présentes sous l'installation nucléaire de base n°93

[6] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base

[7] Arrêté du 2 février 1998 relatif aux prélèvements et à la consommation d'eau ainsi qu'aux émissions de toute nature des installations classées pour la protection de l'environnement soumises à autorisation, dans sa rédaction en vigueur à la date de publication de l’arrêté INB en référence[6]

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