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.

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.

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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.

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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.

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L’ASNR se prononce sur la poursuite du fonctionnement de l’installation nucléaire de base 113 dénommée Ganil (Grand accélérateur national d’ions lourds)

Introduction
L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 113, dénommée Ganil (Grand accélérateur national d’ions lourds) et située sur les communes d’Epron, Hérouville-Saint-Clair et Caen (Calvados). Elle est exploitée par le groupement d’intérêt économique (GIE) Ganil détenu à parts égales par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) et le Centre national de la recherche scientifique (CNRS).

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 113, dénommée Ganil (Grand accélérateur national d’ions lourds) et située sur les communes d’Epron, Hérouville-Saint-Clair et Caen (Calvados). Elle est exploitée par le groupement d’intérêt économique (GIE) Ganil détenu à parts égales par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) et le Centre national de la recherche scientifique (CNRS).

L’INB 113 est une installation de recherche qui produit, accélère et distribue dans des salles d’expérience des faisceaux d’ions à différents niveaux d’énergie pour étudier la structure de l’atome. Les faisceaux de forte énergie produisent des champs importants de rayonnements ionisants, activant les matériaux en contact, qui émettent alors des rayonnements ionisants, même après l’arrêt des faisceaux. L’irradiation constitue donc le risque principal du Ganil.

L’installation est classée par l’ASNR en catégorie 3, qui est la catégorie des INB présentant le moins de risques et inconvénients pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement.

Le GIE Ganil a transmis à l’ASNR son rapport de conclusions du réexamen périodique de cette installation le 18 mai 2021.
Le réexamen périodique d’une installation nucléaire consiste à examiner la conformité de l’installation à l’ensemble des règles qui lui sont applicables, à assurer la maîtrise des effets de son vieillissement, et à améliorer son niveau de sûreté au regard des meilleures pratiques disponibles. 

A l’issue de l’analyse du dossier de réexamen remis par l’exploitant, l’ASNR estime que les dispositions mises en œuvre par le GIE Ganil pour la maîtrise des risques que présente son installation sont adaptées aux enjeux de l’installation. L’analyse de l’ASNR s’est appuyée sur une inspection relative à l’organisation mise en place par l’exploitant pour la préparation et la mise en œuvre des actions associées au réexamen, menée en 2023.

Au vu de ces éléments, l’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite du fonctionnement de l’INB 113 pour les prochaines années, et ne prévoit pas d’établir 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 conclusions du prochain réexamen de cette INB est attendu au plus tard pour le 19 mai 2031.
 

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L’ASNR encadre la poursuite de fonctionnement du réacteur Cabri exploité par le CEA au vu des conclusions de son réexamen périodique

Introduction
L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 24, dénommée Cabri, exploitée par le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) à Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône).

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 24, dénommée Cabri, exploitée par le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) à Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône).

Le réexamen 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 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.

L’article L. 593-18 du code de l’environnement impose à l’exploitant de réaliser tous les dix ans un tel réexamen. À l’issue du premier réexamen périodique de l’INB 24, après la modification substantielle de l’installation autorisée par décret en 2006, le CEA a transmis en octobre 2017, à l’ASN et au ministre chargé de la sûreté nucléaire, un dossier présentant les conclusions de ce réexamen.

L’ASNR souligne la forte implication de l’exploitant pour mener les différentes phases associées au processus de réexamen périodique, et considère que le plan d’action adopté, dont la mise en œuvre a commencé de manière satisfaisante avec la réalisation des premières améliorations, est particulièrement rigoureux. 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.

Au vu de l’instruction du rapport de conclusions du réexamen périodique, l’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite du fonctionnement de l’INB 24.

Toutefois, au vu des enjeux associés à certains scénarios d’accident, l’ASNR a décidé de soumettre cette poursuite du fonctionnement au respect de prescriptions qui visent à imposer à l’exploitant la remise d’études ou de justifications complémentaires, sur lesquelles il n’a pas formalisé d’engagement dans le cadre de son plan d’action, dans les domaines de la prévention des risques d’incendie, des risques liés à la dissémination de matières radioactives, et des risques liés au séisme. 

Après consultation du public et de l’exploitant, et au vu des enjeux associés, la poursuite de fonctionnement du réacteur Cabri est soumise aux prescriptions définies dans la décision n°2025-DC-013 du 27 mai 2025. 

L’exploitant devra transmettre à l’ASNR son rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB 24 avant le 30 octobre 2027.

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Incendie maîtrisé à la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly : l’ASNR autorise la levée du plan d’urgence interne

Introduction
Vendredi 6 juin 2025 à 16h15, la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly (Loiret) a déclenché un plan d’urgence interne (PUI) en raison d’un début d’incendie au niveau de la turbine du réacteur n° 3 (hors zone nucléaire).

Vendredi 6 juin 2025 à 16h15, la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly (Loiret) a déclenché un plan d’urgence interne (PUI) en raison d’un début d’incendie au niveau de la turbine du réacteur n° 3 (hors zone nucléaire). 

Les flammes ont été rapidement maîtrisées par l’exploitant et les secours externes sont intervenus pour confirmer l’extinction. Cet incendie n’a pas eu de conséquence sur les personnes ou l’environnement. L’ASNR a donc autorisé l’exploitant à lever son plan d’urgence interne à 20h15.

L’équipe d’astreinte de l’ASNR a suivi cet événement tout au long de son déroulement.

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Consultation du public sur le projet de décision de l’ASNR relative à la poursuite de fonctionnement des réacteurs de 1300 MWe au-delà de 40 ans

Introduction
L’ASNR ouvre sur son site Internet la consultation du public sur les conditions de la poursuite de fonctionnement des 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF au-delà de leur quatrième réexamen périodique. Cette consultation, qui se déroule du 16 mai au 15 juin 2025, concerne le projet de décision que l’ASNR envisage d’adopter à l’issue de son instruction de la phase générique du quatrième réexamen périodique de ces réacteurs. Cette phase concerne les études et les modifications des installations communes à tous les réacteurs de 1300 MWe, ceux-ci étant conçus sur un modèle similaire.

L’ASNR ouvre sur son site Internet la consultation du public sur les conditions de la poursuite de fonctionnement des 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF au-delà de leur quatrième réexamen périodique. Cette consultation, qui se déroule du 16 mai au 15 juin 2025, concerne le projet de décision que l’ASNR envisage d’adopter à l’issue de son instruction de la phase générique du quatrième réexamen périodique de ces réacteurs. Cette phase concerne les études et les modifications des installations communes à tous les réacteurs de 1300 MWe, ceux-ci étant conçus sur un modèle similaire.

16 mai 2025

Vue aérienne de la centrale nucléaire de Golfech - © EDF/AeroFilm/M. Didier

Vue aérienne de la centrale nucléaire de Golfech - © EDF/AeroFilm/M. Didier

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 à venir.

Dans son projet de décision sur le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe, l’ASNR prescrit la réalisation des améliorations majeures de la sûreté prévues par EDF ainsi que certaines dispositions supplémentaires qu’elle juge nécessaires pour atteindre les objectifs du réexamen.

L’ASNR considère que l’ensemble des dispositions prévues par EDF, complétées par celles qu’elle prescrit, ouvrent la perspective d’une poursuite de fonctionnement des réacteurs de 1300 MWe pour les dix ans qui suivront leur quatrième réexamen périodique. Ce réexamen sera ensuite décliné sur chaque réacteur de 1300 MWe, soit jusqu’en 2035 pour le dernier réacteur concerné. La déclinaison sur chaque réacteur tiendra compte des particularités de chaque installation. Le bilan du réexamen de chaque réacteur fera l’objet d’une enquête publique.

Les 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF sont situés dans les centrales nucléaires de Belleville-sur-Loire, Cattenom, Flamanville, Golfech, Nogent-sur-Seine, Paluel, Penly et Saint-Alban. Leur quatrième réexamen périodique revêt une importance particulière puisqu’il avait été retenu, lors de la conception de certains de leurs matériels, une hypothèse de 40 années de fonctionnement. La poursuite au-delà de cette période nécessite en conséquence une actualisation des études de conception ou, pour certains, des remplacements de matériels. Par ailleurs, les réacteurs de 1300 MWe fonctionnent en même temps que des réacteurs de troisième génération, dont la conception répond à des exigences de sûreté significativement renforcées : la réévaluation de leur sûreté doit donc permettre de rapprocher le niveau de sûreté des réacteurs de 1300 MWe de celui des réacteurs de troisième génération tels que l’EPR.

Les dispositions prévues par EDF dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe ont fait l’objet d’une concertation nationale du 18 janvier au 30 septembre 2024 organisée par le Haut comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire (HCTISN).

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


Pour des raisons techniques, le site Internet créé en 2025 pour répondre à la création de l’ASNR ne permet pas encore la publication des consultations du public sur les projets de décision, de guide et d’autorisation de l’ASNR. La consultation sur le projet de décision de l’ASNR sur le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe est donc réalisée sur le site de l’ASN : 
https://www.asn.fr/reglementation/consultations-du-public/conditions-de-la-poursuite-de-fonctionnement-des-reacteurs-de-1300-mwe-au-dela-de-40-ans 



A voir également

Dans le cadre de la consultation du public, l’ASNR et l’ANCCLI ont organisé le 16 mai 2025 un webinaire ouvert à tous pour échanger sur le projet de position de l’ASNR et les modalités de consultation du public. A cette occasion, les participants ont posé leurs questions en particulier sur la conformité et le vieillissement, la réévaluation de la sûreté et de la protection de l’environnement. Voici le programme et les supports de présentation de ce webinaire :

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Deuxième réexamen périodique de l’installation nucléaire de base 35

Introduction
L’ASNR se prononce sur la poursuite du fonctionnement de l’installation nucléaire de base 35, dénommée « Zone de gestion des effluents liquides radioactifs (ZGEL) » au regard des conclusions de son deuxième réexamen périodique

L’ASNR se prononce sur la poursuite du fonctionnement de l’installation nucléaire de base 35, dénommée « Zone de gestion des effluents liquides radioactifs (ZGEL) » au regard des conclusions de son deuxième réexamen périodique

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 35, dénommée ZGEL, exploitée par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) sur le site de Saclay (91).

L’INB 35 a été déclarée par le CEA par courrier du 27 mai 1964. Elle a pour principales fonctions la réception et l’évaporation d’effluents radioactifs de faible et moyenne activité ainsi que la cimentation des concentrats issus de l’évaporation, ce qui permet ensuite leur stockage en tant que déchet radioactif. Elle réalise à la fois des activités d’exploitation dans des ateliers récents et des opérations d’assainissement de ses bâtiments historiques.

En octobre 2017, le CEA a remis son rapport de conclusions à la suite du deuxième réexamen périodique de sûreté 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 réévaluer son niveau de sûreté afin de l’améliorer au regard des meilleures pratiques disponibles.

À l’issue de l’instruction par l’ASNR du rapport de conclusions du réexamen, le CEA a pris plusieurs engagements pour améliorer la sûreté de l’installation. Ces engagements portent notamment sur la vidange de certaines cuves et la maîtrise des risques d’incendie interne.

L’ASNR a remis l’ensemble des conclusions de son instruction au ministre délégué auprès du ministre de l'économie, des finances et de l'industrie, chargé de la sûreté nucléaire. L’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite d’exploitation jusqu’au prochain réexamen périodique de l’INB  35, sous réserve de la bonne réalisation par le CEA des engagements pris pour en améliorer la sûreté.

Toutefois, bien que l’installation ne présente pas de dangers graves et imminents pour la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593‑1 du code de l’environnement, l’ASNR souligne que sa situation générale n’est pas pleinement satisfaisante. En effet, l’installation est à l’arrêt depuis plus de deux ans, or la durée minimale pour cimenter l’ensemble des concentrats historiques de moyenne activité de l’installation est évaluée au minimum à 18 ans, sous l’hypothèse d’une cadence de fonctionnement qui dans les faits n’a encore jamais été atteinte. De surcroît, du fait de leur inaccessibilité, certaines cuves contenant ces concentrats n’ont pas fait l’objet d’un examen de conformité dans le cadre du deuxième réexamen périodique ; l’incertitude sur l’état réel de ces équipements en l’absence de moyens de surveillance adaptés ne peut être acceptable à long terme.

Les réexamens périodiques de sûreté des INB doivent permettre aux exploitants d’avoir une vision claire de l’état de sûreté de leurs installations et de leur devenir dans les dix prochaines années. Par conséquent, en l’absence d’éléments solidement étayés sur le devenir de l’installation et la manière dont le CEA envisage de concilier une éventuelle reprise des opérations avec la gestion des concentrats historiques lors du dépôt du rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB 35, l’ASNR envisagera de proposer sa mise à l’arrêt définitif au ministre chargé de la sûreté nucléaire en application des dispositions de l’article L. 593‑24 du code de l’environnement.

Le rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB35 devra être déposé avant le 30 octobre 2027.

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L’ASNR se prononce sur la poursuite du démantèlement de l’usine COMURHEX I

Introduction
L’ASNR se prononce sur la poursuite du démantèlement de l’usine COMURHEX I, au regard des conclusions de son réexamen périodique. L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 105, exploitée par Orano chimie enrichissement sur le site de Tricastin (Drôme).

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 105, exploitée par Orano chimie enrichissement sur le site de Tricastin (Drôme).

L’usine COMURHEX I qui constitue l’INB 105 est composée de plusieurs ateliers qui étaient destinés à la conversion de l’uranium de retraitement.

En 2008, l’exploitant Areva NC a pris la décision de cesser définitivement la production de l’usine. En 2014, il a déposé auprès du ministère chargé de la sûreté nucléaire un dossier de démantèlement. Le démantèlement de l’installation a été prescrit par décret du 16 décembre 2019 ; ce décret prévoit la fin du démantèlement en 2034. L’ASN a encadré le démantèlement de l’installation par la décision n° CODEP-CLG-2020-038011 du 23 juillet 2020.

Areva NC a transmis à l’ASN, le 15 décembre 2017, le rapport de conclusions du réexamen ainsi que les éléments constituant le dossier de réexamen périodique de l’INB 105. En effet, la réglementation impose que le processus de réexamen périodique, reconduit tous les dix ans, s’applique pendant toute la vie d’une installation nucléaire, y compris durant son démantèlement, et jusqu’à son déclassement. Ce processus consiste, pour rappel, à examiner la conformité des installations aux règles qui leur sont applicables et à améliorer le niveau de sûreté au regard des meilleures techniques disponibles.

Le réexamen périodique de l’INB 105 a été réalisé par Areva NC – devenu par la suite Orano – de façon complémentaire à l’analyse de sûreté effectuée pour son dossier de démantèlement. Il a conduit à mettre en place des actions de contrôle du vieillissement, notamment pour certains fûts de déchets uranifères, et à compléter le référentiel de sûreté.

L’ASNR a remis l’ensemble des conclusions de son instruction au ministre chargé de l’industrie et de l’énergie et formulé des demandes à Orano afin d’assurer la complétude du prochain réexamen. L’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite des opérations de démantèlement de l’INB 105 pour les années à venir. Le principal enjeu de l’installation repose sur le désentreposage de l’aire 61, abritant des matières uranifères ; le retrait de ces substances diminuera en effet substantiellement l’inventaire radioactif présent sur l’installation et donc les risques associés. L’exploitant n’ayant pas été en mesure de respecter la prescription correspondante [INB 105 DEM-5] de la décision du 23 juillet 2020, l’ASNR a mis en demeure Orano d’assurer le désentreposage de l’aire 61 au plus tard le 30 septembre 2026.

La remise du prochain rapport de conclusions de réexamen de l’INB 105 devra intervenir avant le 15 décembre 2027.

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