CONCRETE II : acquérir de nouvelles connaissances sur le vieillissement du béton dans un contexte de perspectives de poursuite de fonctionnement des centrales nucléaires

Soumis par WebmasterMN le
Introduction
Anticiper le vieillissement des matériaux dans les centrales nucléaires est un enjeu majeur pour la filière. L’ASNR lance une deuxième phase du programme CONCRETE pour poursuivre les recherches amont sur le vieillissement du béton, en collaboration avec des équipes universitaires.

Anticiper le vieillissement des matériaux dans les centrales nucléaires est un enjeu majeur pour la filière. L’ASNR lance une deuxième phase du programme CONCRETE pour poursuivre les recherches amont sur le vieillissement du béton, en collaboration avec des équipes universitaires.

Comme de nombreux exploitants à l’étranger, EDF a fait part de son intention de prolonger significativement la durée d’exploitation de ses réacteurs. Elle doit démontrer à l’ASNR que l’extension de la durée de vie de son parc peut s’opérer en toute sûreté, notamment pour les ouvrages en béton irremplaçables. Pour appuyer ses expertises techniques sur des connaissances à l’état de l’art, l’ASNR a lancé en 2020 le programme CONCRETE. Le consortium constitué autour de celui-ci rassemble les équipes de recherche de l’ASNR ainsi que cinq laboratoires académiques français : Université Gustave Eiffel, LMDC Toulouse, LMA Aix-Marseille, GEOMAS Lyon et LMGC Montpellier. 

Un bilan riche en avancées scientifiques

Pendant cinq ans, ces équipes ont approfondi la compréhension des pathologies du béton susceptibles d’affecter les installations nucléaires. Lors du séminaire bilan, les partenaires ont présenté des résultats importants sur la détection et la modélisation des phénomènes de vieillissement, l’étude des mécanismes physico-chimiques et sur des approches de modélisation multi-échelles innovantes. Dix thèses ont été menées dans ce cadre.

CONCRETE II : des objectifs ambitieux

Fort de ces acquis, le consortium a choisi d’approfondir ses recherches en lançant le programme CONCRETE II. Il marque une nouvelle étape en mettant l’accent sur les couplages entre phénomènes, la représentativité des données matériaux et l’obtention de données expérimentales à grande échelle. Ce nouveau volet vise à produire des données robustes représentatives des situations réelles, tout en enrichissant le cadre théorique et méthodologique, qui sera diffusé au travers de publications scientifiques. 

Le programme a été officiellement lancé lors de la première journée technique organisée le 26 septembre 2025, qui a réuni l’ensemble des partenaires pour partager les objectifs, définir les priorités expérimentales et poser les bases des travaux à venir. Cette rencontre a confirmé la dynamique collective et l’engagement des partenaires pour faire de CONCRETE II un programme clé pour l'acquisition de connaissances sur les pathologies du béton et leur modélisation.

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Programme CONCRETE

 

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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.

 

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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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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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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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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).

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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

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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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CABRI : réalisation du dernier essai du programme CIP

Soumis par admin le
Introduction
Le 13 octobre 2025, l’installation expérimentale CABRI, située sur le site de Cadarache, a accueilli le huitième et dernier essai du programme international CIP (CABRI International Program), placé sous l’égide de l’Agence pour l’énergie nucléaire de l’OCDE et piloté par l’ASNR.

Le 13 octobre 2025, l’installation expérimentale CABRI, située sur le site de Cadarache, a accueilli le huitième et dernier essai du programme international CIP (CABRI International Program), placé sous l’égide de l’Agence pour l’énergie nucléaire de l’OCDE et piloté par l’ASNR.

L’ objectif scientifique de cet essai

Cet essai, baptisé CIP3-1R, avait pour objectif d’étudier les conséquences thermomécaniques et thermohydrauliques de la rupture d’un crayon de combustible dans les conditions d’un transitoire accidentel, de type insertion de réactivité dans le cœur. Le crayon testé, issu d’un combustible irradié pendant cinq cycles dans la centrale espagnole de Vandellos, a été choisi pour sa forte probabilité de rupture dès les premiers instants du transitoire.

Un succès technique et scientifique

L’essai s’est déroulé conformément aux spécifications. Les premiers résultats confirment l’atteinte de l’objectif principal : la rupture du crayon et la mise en évidence des phénomènes se produisant après la rupture du crayon (énergie mécanique libérée, échange de chaleur entre le crayon et le réfrigérant…). L’instrumentation déployée autour du dispositif a bien fonctionné, ce qui a permis  de générer un volume important de données qui sera analysé dans les mois à venir.

Une étape clé du programme CIP

Bien que ce soit le dernier essai réalisé dans le réacteur CABRI, les activités du programme CIP se poursuivront encore plusieurs années avec des analyses post-essais approfondies (radiographies X, tomographies, spectrométrie gamma) afin d’obtenir des données complémentaires et d’affiner l’interprétation des phénomènes observés. Ces travaux contribueront à améliorer la compréhension des accidents de réactivité (RIA) dans les réacteurs nucléaires.

Une mobilisation collective

La réussite de cet essai est le fruit d’une collaboration exemplaire : plus de 25 collaborateurs de l’ASNR ont participé à la préparation et au pilotage, aux côtés de 45 personnes du CEA, exploitant du réacteur CABRI. Leur engagement illustre la capacité des équipes à relever des défis scientifiques et techniques majeurs.

Huitième essai du programme CABRI CIP

Pour en savoir plus

Le programme CIP, initié il y a plusieurs années, a permis de réaliser huit essais expérimentaux dans des conditions représentatives. Ces travaux s’inscrivent dans la mission de l’ASNR : garantir la sûreté nucléaire et la radioprotection, en s’appuyant sur des données expérimentales robustes et partagées au niveau international.

Le programme CABRI CIP

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L’ASNR active son centre de crise à la suite d’un événement sur le site du CEA de Fontenay-aux-Roses (92)

Soumis par admin le
Introduction
L’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) a activé son organisation de crise le 20 novembre 2025 à 16h15 suite au déclenchement par le site du CEA de Fontenay-aux-Roses (92) de son plan d’urgence interne consécutif à un départ de feu dans un local d’une installation (INB 165) en démantèlement.
Site du CEA à Fontenay-aux-Roses

Le site du CEA à Fontenay-aux-Roses.

L’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) a activé son organisation de crise le 20 novembre 2025 à 16h15 suite au déclenchement par le site du CEA de Fontenay-aux-Roses (92) de son plan d’urgence interne consécutif à un départ de feu dans un local d’une installation (INB 165) en démantèlement. 

Les équipes de l’ASNR sont mobilisées au centre de crise situé à Fontenay-aux-Roses (92) afin d’évaluer la situation et les risques associés pour la population et l’environnement.

Trois personnes étaient présentes dans le local au moment de l’incident, l’une d’elles a été légèrement blessée et contaminée. Elle a été décontaminée par les équipes du site et a ensuite pu rentrer chez elle. 

Toutes les autres personnes présentes dans le bâtiment ont été évacuées et contrôlées par précaution. Aucune contamination n’a été détectée.

Suite aux premières mesures qu’il a réalisées, le CEA indique qu’il n’y a eu aucune dispersion de matière radioactive en dehors du local concerné par l’incident. 

Une cellule mobile de l’ASNR a été envoyée pour réaliser des mesures de la radioactivité à proximité du site qui ont confirmé l’absence de rejet. L’événement n’a donc pas eu d’impact sur la population et l’environnement.

Le CEA finalise actuellement les opérations de sécurisation du local impacté. L’ASNR reste en lien permanent avec le CEA et la préfecture des Hauts-de-Seine (92).

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Contact presse

Evangelia Petit
06 84 63 35 47
evangelia.petit@asnr.fr

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Crise
Sûreté
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Communiqué de presse
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