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FR0202663 7 A / Ô - 3

TRANSPORT

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Gestion INiS Doc. Enreg. le

TRANSPORT DE COMBUSTIBLE M OX DE FRANCE AU JAPON

Dossier complet d'information || sommaire

Synthèse

Transport de combustible MOX d'Europe vers le Japon

Les transports de combustible MOX d'Europe vers le Japon constituent une étape décisive dans la mise en œuvre du programme électronucléaire japonais. Ils s'inscrivent, en effet, dans la logique des 160 transports de combustibles usés réalisés entre le Japon et l'Europe et des retours de résidus vitrifiés déjà effectués vers le Japon. D'autres opérations similaires seront organisées à intervalles réguliers dans les prochaines années (environ 1 transport par an).

Le contexte

Le Japon a depuis longtemps opté en faveur de l'électronucléaire. La politique de retraitement-recyclage, retenue par ce pays, participe à ce choix. Ne disposant pas d'installations industrielles adéquates, le Japon a signé des contrats commerciaux avec COGEMA en France et BNFL au Royaume-Uni pour le traitement de ses combustibles usés. Le plutonium, récupéré lors de ce traitement, est, en raison de ses importantes qualités énergétiques, réutilisé sous forme de combustible MOX.

Ce combustible est fabriqué en Europe dans des usines dédiées, exploitées par COGEMA ou BNFL. En février 1997, le gouvernement japonais, fidèle à sa politique électronucléaire, s'est prononcé en faveur de l'utilisation à très court terme du combustible MOX dans ses réacteurs commerciaux.

Faisant suite à cet engagement, les compagnies japonaises d'électricité ont présenté le programme de chargement en MOX des réacteurs japonais. Ce plan prévoit que d'ici à 2010. 16 à 18 réacteurs fonctionneront avec du MOX.

Le déroulement des opérations

•Le combustible MOX. fabriqué en Europe et destiné aux compagnies japonaises d'électricité est chargé dans des emballages de transport spécifiques.

•Ces emballages sont acheminés vers le Japon par voie maritime à bord de navires spécialisés du même type que ceux déjà utilisés pour les transports de combustibles usés et de résidus vitrifiés.

•Trois routes maritimes peuvent être empruntées pour ces transports : celle du Canal de Panama, du Cap Horn et du Cap de Bonne Espérance.

•Arrivés au Japon, les emballages de transport sont acheminés vers les centrales nucléaires destinées à recevoir le combustible MOX.

Les aspects techniques

Le combustible MOX. combustible nucléaire classique, est constitué d'un mélange d'uranium et de plutonium. La teneur en plutonium varie de 3 à 10 % selon le type de combustible. Depuis les années 60, le MOX est utilisé dans plusieurs pays avec des performances tangibles en termes de rendement énergétique et de sécurité. On compte aujourd'hui plus de 30 réacteurs chargés avec du combustible MOX en Europe. Plus de trois décennies de production en Europe démontrent que la fabrication du combustible MOX est parfaitement maîtrisée.

La première étape du procédé de fabrication du combustible MOX consiste à mélanger de façon homogène des poudres d'uranium et de plutonium. Ce mélange est alors pressé sous forme de pastilles cylindriques qui sont ensuite durcies par frittage ou cuisson à haute température à l'instar du processus de fabrication de la céramique. Les pastilles, ainsi semblables à de la pierre, sont insérées dans des tubes appelés crayons présentant de réelles capacités de résistance à la corrosion. Les crayons sont alors placés dans des structures métalliques pour former des assemblages combustibles MOX. Ces derniers sont transportés dans dos emballages spécifiques adaptés au transport maritime, agréés par les Autorités britanniques, françaises et japonaises. Chaque emballage, conçu pour assurer la sûreté du transport, pèse entre 80 et 100 tonnes, mesure près de 6 mètres de long pour 2 mètres de diamètre et peut contenir jusqu'à douze assemblages. Les emballages de transport de combustibles MOX sont similaires dans leur conception à ceux utilisés pour transporter du combustible usé et des résidus vitrifiés.

Les transports maritimes de combustible MOX s'effectuent à bord de navires spécialement conçus pour le transport de matières nucléaires. Les emballages, les navires ainsi que l'organisation logistique de ces opérations obéissent aux exigences les plus rigoureuses des réglementations internationales et nationales applicables, et en particulier celles relatives à la sûreté des transports (recommandations de l'Agence Internationale de l'Energie Atomique et réglementations de l'Organisation Maritime Internationale)

La protection physique

i ûdd ic j i à . i i a u ^ p u i i u t t u m u u d u u i c u v l i a i s e a u j a j j u n - v /̂ v . - vv j i ^ , . . i a ^ u — a u i z.

En raison de sa nature (présence significative de matières fissiles), le combustible MOX rentre dans la catégorie des matières nucléaires requérant des mesures de protection physique particulièrement rigoureuses. L'organisation du transport de combustible MOX d'Europe vers le Japon intègre des dispositifs de protection physique conséquents destinés à assurer que les navires et leur cargaison sont protégés contre les risques de vols ou de sabotage.

Deux navires armés, naviguant de conserve, sont utilisés pour le transport du combustible MOX d'Europe vers le Japon. Ils sont équipés, entre autres dispositifs de sécurité, de canons. Ils sont également protégés par des forces spécialement entraînées appartenant à la "United Kingdom Atomic Energy Agency Constabulary- UKAEAC" ou "Police de l'Autorité Nucléaire du Royaume-Uni".

L'ensemble de ces mesures de protection physique est conforme, voire dépasse, les directives établies par l'Agence Internationale de l'Énergie Atomique pour le transport des matières fissiles et les exigences de l'Accord Etats-Unis-Japon de 1988 sur la Coopération pour l'Utilisation Pacifique de l'Energie Nucléaire.

Le dispositif de protection physique mis en place a été soumis à l'aval du gouvernement américain (agences gouvernementales en charge de la défense, des affaires étrangères, de la marine et du renseignement). Le gouvernement américain a officiellement approuvé le dispositif de protection physique mis en place et l'a notifié aux Autorités japonaises.

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TRANSPORT

( re tour ) TRANSPORT DE COMBUSTIBLE MOX DE FRANCE AU JAPON

Sommaire du dossier d'information

Pourquoi du combustible MOX est-il transporte de l'Europe vers le Japon ?

LEn savoiLRlusJ

Qu'est-ce que le combustible MOX ?

J J ( En savoir plus )

Comment le combustible MOX est-Il utilisé en réacteur ?

( En savoir plus )

Le combustible MOX présente-t-il des risques au regard de la prolifération ?

( En savoir plus )

Comment le combustible MOX est-il transporté vers le Japon ?

I En savoir plus l

/ 7 * -

Quelles sont les mesures de protection physique mises en œuvre ?

( En savoir plus )

Quel est le cadre réglementaire applicable au transport de MOX ?

En savoir plus )

Quelles sont les mesures de sûreté mises en œuvre pour le transport ?

1 O /A/1

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iQuels sont les dispositifs et mesures prévus en cas d'urgence ?

Quels sont les régimes de responsabilité civile applicables ?

(_En savoir plus )

Annexe 1 - L'énergie et le nucléaire dans le monde (_En savoir plus )

Annexe 2 - Le programme nucléaire japonais : situation actuelle et développements futurs ( En savoir plus )

Annexe 3 - Energie et environnement : l'énergie nucléaire et le recyclage (_En savûiLBlusJ

Annexe 4 - Présentation de BNFL / COGEMA / ORC ( En savoir plus )

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TRANSPORT

( retour )

Pourquoi du combustible MOX est-il transporté de l'Europe vers le Japon ?

Compéments techniques

Le cycle du combustible nucléaire

Le traitement des combustibles usés

La politique énergétique du Japon

Le Japon, dépourvu de ressources naturelles, a de très importants besoins énergétiques. Ce pays s'est donc engagé dans un vaste programme de développement à long terme d'une industrie électronudéaire. Cette stratégie inclut la fermeture du cycle du combustible. Ce choix assure une gestion cohérente des combustibles usés et des déchets nucléaires par le traitement des combustibles usés, le conditionnement des déchets ultimes et le recyclage des matières fissiles valonsables : l'uranium et le plutonium.

Dans le cadre de cette stratégie, les compagnies électriques japonaises ont signé des contrats de retraitement et de recyclage de leurs combustibles usés avec COGEMA en France et BNFL au Royaume-Uni. Dans le même temps, le Japon a engagé le développement de ses propres installations industrielles. Les combustibles usés en provenance du Japon et d'autres pays ayant fait le choix du retraitement-recyclage (Allemagne, Belgique, Pays-Bas et Suisse) ont en conséquence été réceptionnés, entreposés et traités dans les installations de COGEMA-La Hague et de BNFL-Sellafield.

Le plutonium, récupéré lors du traitement, est prêt à être réutilisé dans des réacteurs sous la forme de combustible MOX. L'utilisation du MOX offre de nombreux avantages : • il accroît la sécurité énergétique à long terme en réduisant la dépendance à l'égard de l'importation de combustibles fossiles (une pastille de MOX a le même rendement énergétique qu'une tonne de charbon);

La politique énergétique du Japon et le ' H P r é s e r v e l e s ressources en uranium existantes; MOX

• il permet enfin de réduire le volume de déchets ultimes de haute activité destinés au stockage définitif. Le combustible MOX contribue donc a l'optimisation de

Réacteurs japonais destinés a recevoir l'efficacité globale de l'énergie nucléaire, la seule source d'énergie capable de du combustible MOX dans un avenir produire de l'électricité en quantité industrielle sans porter atteinte à la couche proche d'ozone. L'énergie nucléaire n'entraîne en effet aucune émission de dioxyde de

carbone.

Au début de l'année 1997, le gouvernement japonais s'est prononcé en faveur de l'utilisation à court terme du combustible MOX dans les réacteurs japonais. Les compagnies japonaises d'électricité ont alors annoncé que 16 à 18 réacteurs devraient être "moxés" en 2010. Ce combustible MOX destiné au Japon est fabriqué dans des usines situées en Europe. Le combustible MOX est utilisé et fabriqué en Europe depuis plus de 30 ans.

Les Autorités britanniques, françaises, et japonaises se sont officiellement prononcées en faveur du transport de MOX d'Europe vers le Japon. Les Etats-Unis, après un examen minutieux du plan de transport proposé, ont également donné leur accord pour ce transport, notamment sur ses aspects de protection physique. Les Etats-Unis détiennent en effet un droit d'accord préalable à chaque transport pour le transfert du plutonium japonais d'Europe vers le Japon, au titre des Accords Etats-Unis-Euratom et Etats-Unis-Japon (1988) sur la Coopération pour l'Utilisation Pacifique de l'Energie Nucléaire. L'accord américain est exprimé par une "Lettre de Coopération" signée par les plus hautes autorités de ce pays.

Le cycle du combustible nucléaire

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I ^ u a a i c i a . i u u i i j u u i u u t u i u u u s u u i c IVIV_//Y c s i - n w a i i a y u i i c u t I I ^ u i u p c v u . . . I a g e ^ a u i t

Pourquoi du combustible MOX est-il transporté de l'Europe vers le Japon ?

Compléments techniques

(retour) Le cycle du combustible nucléaire

Le cycle du combustible nucléaire comprend :

• d'une part, l'amont du cycle, c'est-à-dire l'ensemble des opérations qui précèdent le chargement du combustible dans le réacteur : extraction minière de l'uranium, conversion, enrichissement, fabrication du combustible;

• d'autre part, l'aval du cycle, c'est à dire les opérations qui interviennent après le déchargement du combustible usé hors du réacteur : traitement des combustibles usés afin d'en récupérer les matières valorisables (uranium et plutonium) en vue de leur recyclage, conditionnement et gestion des déchets en vue de leur stockage définitif. C'est le principe du cycle "fermé*.

Certains pays étudient une autre possibilité qui consiste à entreposer temporairement les combustibles usés puis à les conditionner comme des déchets en vue de leur stockage définitif. On parle alors do cycle 'ouvert".

Aujourd'hui, seul le cycle 'fermé" du combustible nucléaire a été développé internationalement aux niveaux industriel et commercial.

(retour) Le traitement des combustibles usés

Le combustible nucléaire neuf utilisé par les Réacteurs à Eau Légère (REL) est fabriqué à partir d'uranium légèrement enrichi (3 à 4 %) en isotope fissile U235. Après avoir produit pendant 3 à 4 années de l'électricité par fission nucléaire dans le cœur du réacteur, le combustible * usé " est déchargé et remplacé par du combustible " neuf \

La composition précise du combustible usé dépend du temps passé dans le réacteur, et donc de l'énergie produite (mesurée par le taux de combustion). La composition standard est de l'ordre de :

• 94 à 96% d'uranium résiduel non brûlé, recyclable.

• 1 % de plutonium (Pu), issu de la transmutation, dans le cœur du réacteur, de certains atomes d'uranium, qui est également recyclable.

• 3 à 5 % de produits de fission (PF) constitués par les cendres du processus de fission. Ils représentent la part non recyclable du combustible usé, les résidus ultimes.

Après quelques années de refroidissement dans les "piscines" des réacteurs, le combustible usé est transporté pour être recyclé.

Le traitement est un ensemble d'opérations mécaniques et chimiques qui permettent de séparer et de conditionner les différents composants du combustible usé : l'uranium (Uranium de retraitement ou RepU) sous forme de nitrate d'uranyle. le plutonium sous forme d'oxyde de plutonium et les déchets ultimes dans une matrice

Ut».*./ / . . . . . . . . . i o / r u / a i

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adaptée à leurs caractéristiques en vue de leur stockage définitif.

Les matières fissiles sont alors disponibles pour être réutilisées, c'est-à-dire recyclées comme combustible neuf dans les réacteurs, notamment sous forme de combustible MOX (mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium) et de combustible à l'uranium de retraitement (RepU). Les résidus sont entreposés sur un site de stockage intermédiaire avant leur stockage définitif,

(retour) La politique énergétique du Japon

Le choix do la production électronucléaire et du cycle du combustible 'fermé" s'avère être essentiel pour les pays manquant de ressources énergétiques naturelles. L'utilisation optimale du combustible nucléaire, impliquant le recyclage de l'uranium et du plutonium, est un élément clé de la politique énergétique de ces pays. Le Japon, qui possède peu de ressources énergétiques naturelles, dépend à plus de 80 % de ses importations pour les matières énergétiques.

En 1999 les 51 réacteurs japonais en service ont produit environ 45 000 mégawatts soit près de 35 % de la production électrique. L'énergie nucléaire constitue à ce titre un élément primordial et stable du système énergétique japonais et la véritable alternative à l'importation de pétrole.

Les compagnies électriques de plusieurs pays (Allemagne. Suisse. Belgique, Pays-Bas. France, etc.) ont choisi de traiter et recycler leurs combustibles usés comme les compagnies japonaises d'électricité. Le Japon est ainsi parvenu à réduire sa consommation de pétrole et à rationaliser son système énergétique. Face aux possibles fluctuations du marché du pétrole dans les années à venir, l'utilisation de l'énergie nucléaire permettra au Japon et à d'autres pays de maîtriser leur approvisionnement énergétique.

Dans les années 70, les compagnies japonaises d'électricité ont conclu avec BNFL en Grande-Bretagne et COGEMA en France des contrats de retraitement de leurs combustibles usés. Selon les termes de ces contrats, environ 7 100 tonnes de combustibles usés sont traitées en Europe.

(retour) La politique énergétique du Japon et le MOX

L'utilisation du combustible MOX offre de nombreux avantages. Le MOX accroît la sécurité énergétique à long terme en réduisant la dépendance à l'égard des combustibles fossiles importés. Le MOX préserve également les ressources en uranium existantes et permet de réduire le volume de déchets ultimes de haute activité destinés au stockage définitif. Il contribue donc à l'optimisation de l'efficacité globale de l'énergie nucléaire, seule énergie capable de produire de l'électricité en quantité industrielle sans poner atteinte à la couche d'ozone. L'énergie nucléaire n'entraîne en effet aucune émission de dioxyde de carbone.

Après des années de recherche-développement et d'essais intensifs en réacteur, essais qui ont culminé avec le chargement en combustible MOX des réacteurs Tsuruga et Mihama-1 à la fin des années 80, le gouvernement japonais a donné son accord pour le chargement à grande échelle des réacteurs commerciaux nippons.

Dans un document publié le 31 janvier 1997, la Commission de l'Energie Atomique japonaise (AEC) indique que 'le plutonium récupéré [lors du retraitement] devrait être recyclé sous forme de combustible dans le but de conserver et d'utiliser au maximum les ressources en uranium. L'utilisation de ce plutonium dans les réacteurs à eau légère (dite utilisation MOX) est la voie la plus efficace pour recyder du plutonium en termes d'économie et de sûreté".

Pour sa part, le gouvernement japonais, dans un communiqué daté du 4 février 1997. souligne que 'le Japon se devait d'utiliser rapidement le combustible MOX dans ses réacteurs à eau légère".

La Fédération des Compagnies Electriques Japonaises (FEPCO) a donc présenté le programme de chargement en MOX des réacteurs : le nombre de réacteurs japonais à devoir être chargé en MOX augmentera progressivement à partir de 2000 et devrait atteindre 16 à 18 unités d'id 2010.

{retour) Réacteurs japonais destinés à recevoir du combustible MOX dans un avenir proche

Centrale nucléaire de Takahama (Kansai Electric)

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Centrale nucléaire de Fukushima Daiichi (Tokyo Electric)

Centrale nucléaire de Kashiwazaki Kariwa (Tokyo Electric)

©Copyright COGEMA

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TRANSPORT

( retour )


Le combustible MOX est un combustible nucléaire classique utilisé dans les réacteurs commerciaux des principaux pays européens dotés de centrales nucléaires. Sa seule différence avec le combustible nucléaire de base, fabriqué uniquement avec de l'uranium et appelé combustible U02, réside dans le fait que le combustible MOX contient une faible proportion de plutonium mélangé avec de l'uranium (MOX signifie Mélange d'OXydes d'uranium et de plutonium). La proportion de plutonium varie selon le type de combustible : elle est généralement comprise entre 3 et 10 %.

Le plutonium est un sous-produit naturel de l'irradiation de l'uranium dans le réacteur nucléaire. Après trois ou quatre années en réacteur, le combustible U02 usé contient environ 1 % de plutonium. Ce plutonium est récupéré et séparé des autres éléments présents dans le combustible usé (uranium et déchets ultimes) durant l'opération de traitement.

Compléments Le plutonium est un élément chimique commun. Sa propension à se fissionner en fait un choix de techniques tout premier ordre pour la production efficace de chaleur et d'énergie : une pastille de MOX de 6

grammes a ainsi le même rendement énergétique qu'une tonne de charbon.

Réacteurs charriés en combustible L e e s t l e d e u x i è m e combustible le plus utilisé dans les réacteurs nucléaires commerciaux, MOX (REL) après le combustible à l'uranium. Les premiers éléments combustibles MOX ont été fabriqués à la

fin des années 50. Des pays comme l'Allemagne, la France et la Suisse utilisent du MOX dans leurs réacteurs depuis de nombreuses années. Aujourd'hui, 35 réacteurs sont chargés avec du

Réacteurschargés combustible MOX en Europe : 20 en France, 10 en Allemagne, 3 en Suisse et 2 en Belgique. De en combustible l'ordre de 70 réacteurs devraient être "moxés" en 2010. notamment au Japon et aux Etats-Unis. MOX Situation L'expérience opérationnelle du combustible MOX en termes d'utilisation et de fabrication est actuelle et future aujourd'hui comparable à celle du combustible à l'U02.

Le combustible MOX est fabriqué en Europe dans des usines dédiées à ce type de combustible. Fabrication de MOX COGEMA et BNFL utilisent des procédés industriels similaires pour la fabrication du combustible en Europe : les M O x . Dans ses usines. COGEMA utilise le procédé MIMAS/A-MIMAS (Mlcronized MASter usines mix/Advanced Mlcronized MASter mix) tandis que BNFL utilise le procédé SBR (Short Binderless

Route).

Le procédé MIMAS/A-MIMAS Plusieurs étapes sont nécessaires pour obtenir le produit désiré. La première phase, semblable à

la fabrication de céramiques, consiste à mixer et homogénéiser les poudres d'oxyde de plutonium et d'oxyde d'uranium jusqu'à obtention du mélange souhaité. La poudre ainsi obtenue est pressée

Le procédé SBR sous forme de pastilles cylindriques. Les pastilles sont passées dans des fours (ou •frittées') à environ 1 500°C. La composition des pastilles est ainsi semblable à de la pierre, un matériau extrêmement résistant et très stable.

La fabrication du MOX au Japon Les étapes suivantes sont similaires au processus de fabrication des combustibles à l'U02. Les (schéma) pastilles sont mises aux dimensions requises et insérées dans des crayons combustibles vides en

alliage de zirconium. Ils sont soudés de façon à les rendre étanches. Les crayons sont ensuite tic o u f i nx ri assemblés sous forme d'assemblages MOX. Les assemblages sont entreposés avant leur usine M t L w oe transport jusqu'à la centrale nucléaire pour utilisation. fabrication du CM^rnui lbJnhnt^! ' D e t r è s n o m b r e u x contrôles en continu sont effectués à chaque étape de la fabrication du marcouie ipnoioj combustible MOX. Ces contrôles, réalisés à l'aide de moyens humains et d'outils télécommandés,

sont effectués selon des programmes d'assurance qualité très stricts. Environ 1 800 assemblages Usine BNFL - de combustibles MOX ont été fabriqués à ce jour, principalement en Europe. Se Ha field (photo)

Principes généraux du procédé de fabrication du MOX

Pastille de MOX (photo)

Crayons combustibles MOX (photo)

Assemblage combustible MOX (photo)

(retour) Réacteurs chargés en combustible MOX (REL) Situation au 1er juin 2000

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REP- REB" 35 réacteurs "moxes" en Europe

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(.retour) Réacteurs chargés en combustible MOX Situation actuelle et future

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(retour) Fabrication de MOX en Europe : les usines

L'Europe a une longue expérience dans le domaine du MOX, tant en termes de conception que de fabrication et d'utilisation. Le premier élément combustible MOX a été chargé en Belgique en 1963. Depuis lors, environ 400 tonnes de MOX ont été chargées en réacteur dans différents pays du monde, majoritairement en Europe.

Les niveaux opérationnels de sûreté atteints depuis plus de trente ans dans la fabrication et l'utilisation du MOX sont reconnus et comparables à ceux du combustible U02.

Le combustible MOX est fabriqué en Europe dans des usines largement automatisées :

• L'usine de Dessel en Belgique. Mise en service en 1973. l'usine a une capacité de 40 tonnes de MOX par an. L'usine appartient à Beigonucléaire et sa production est commercialisée par COGEMA.

- L'usine de Cadarache en France. Mise en service en 1961, l'usine produit annuellement 40 tonnes de MOX. L'usine appartient à COGEMA qui en est l'exploitant.

- L'usine de MELOX en France. Mise en service en 1995, l'usine a une capacité actuelle de production de 100 tonnes par an. L'usine appartient à COGEMA et à FRAMATOME, elle est exploitée par COGEMA.

• L'usine de démonstration de MOX (MDF) au Royaume-Uni. Mise en service en 1993. cette usine appartient à BNFL. Elle n'est actuellement plus en production à la suite de la découverte de données falsifiées. Elle restera à l'arrêt le temps nécessaire pour améliorer son fonctionnement et atteindre la qualité de production requise par les Autorités de réglementation britanniques.

À sa remise en fonction, MDF restera plus une usine test qu'une unité de production.

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L'offre de fabrication européenne de MOX devrait augmenter dans les années à venir :

- avec le démarrage d'installations complémentaires avancées à MELOX,

- avec la mise en service de l'usine de MOX de Sellafield au Royaume-Uni, dont la capacité de production attendue est de 120 tonnes de MOX par an.

[retour) La fabrication du MOX en Europe : les procédés

Le procédé MIMAS/A-MIMAS

MIMAS est le procédé commun des trois usines de fabrication de combustible MOX du Groupe COGEMA. Ce procédé a d'abord été installé dans les usines de Dessel et de Cadarache. Il a alors été perfectionné pour l'usine à grande capacité de MELOX pour devenir le procédé A-MIMAS (Advanced-MIMAS).

Le procédé MIMAS a été créé pour fabriquer du combustible MOX à haute performance en réacteur. Plusieurs décennies de recherche et de développement ont conduit à ce procédé utilisé depuis plus de 20 ans.

La première étape du procédé MIMAS consiste à broyer la poudre d'oxyde de plutonium avec de la poudre d'oxyde d'uranium afin de former un mélange primaire contenant de 20 à 30 % de plutonium. Ce mélange est ensuite dilué mécaniquement et homogénéisé dans de la poudre d'oxyde d'uranium pour obtenir la teneur finale et spécifiée en plutonium (mélange secondaire).

La poudre ainsi obtenue grâce au procédé MIMAS est ensuite pressée pour former des pastilles. Ces pastilles sont passées dans des fours à haute température où la poudre se solidifie. Les paramètres opérationnels du four sont adaptés afin d'obtenir des pastilles aux spécifications requises en termes de densité, de porosité, d'impuretés et de solubilité. Les opérations suivantes sont très similaires à celles en usage pour la fabrication des combustibles nucléaires à l'uranium : rectification, gainage et assemblage. Toutes ces étapes sont contrôlées.

Le combustible MOX est fabriqué sous un programme d'Assurance Qualité strict. A chaque étape du procédé de fabrication, des programmes d Assurance Qualité ont été établis. Ces programmes ont été conçus pour vérifier et valider les procédures, les méthodes de travail et les systèmes informatiques utilisés. Les trois usines COGEMA ont reçu la certification ISO 9002.

(retour) L e procédé SBR

BNFL a fabriqué des combustibles pour réacteurs à neutrons rapides de 1970 à 1988, similaires dans leur conception aux combustibles MOX. Cette expérience a été pleinement utilisée pour la fabrication de combustible MOX dans l'usine de démonstration de MOX (MDF). Plus précisément, le développement d'un combustible homogène, condition indispensable pour une utilisation en réacteurs à neutrons rapides, a débuté au début dos années 80. Ces travaux ont permis la mise au point d'un broyeur dédié pour mélanger les poudres d'uranium et de plutonium.» Il a dès lors été décidé d'appliquer la même technologie pour la fabrication des combustibles MOX. Le procédé SBR (Short Binderless Route) était né.

Le procédé SBR utilise un broyeur particulier pour mélanger les poudres d'uranium et de plutonium et un 'sphéroïdiseur* pour amener les poudres aux paramètres requis avant le pressage des pastilles de MOX* Le procédé SBR permet de produire un mélange homogène dans un laps de temps beaucoup plus réduit qu'avec des broyeurs conventionnels.

D'autres technologies sont également en service au sein de l'usine MDF. Ainsi, un rectifieur à sec de pastilles destiné à contrôler le diamètre des pastilles et le fini des surfaces est utilisé. Des outils de mesures automatiques de diamètre des pastilles, permettant un contrôle selon différents angles, sont également en service.

MDF a été construit pour produire du combustible MOX avec le procédé SBR. développer les programmes d'Assurance Qualité idoines et ainsi préparer la mise en service de l'usine MOX de Sellafield (SMP).

(retour) La fabrication du MOX au Japon

Plusieurs ateliers pilotes de fabrication de MOX sont en service au Japon au sein du Centre du Combustible au Plutonium, sur le site de Tokai. Ces ateliers sont propriété de l'Institut japonais de Développement du Cycle du Combustible. Le Japon prévoit également de développer la fabrication du MOX en vue de le commercialiser.

(retour) Usine MELOX de fabrication du combustible MOX - Marcoule

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(retour) Usine BNFL - Sellafield

(retour) Principes généraux du procédé de fabrication du MOX

Plusieurs ateliers pilotes de fabrication de MOX sont en service au Japon au sein du Centre du Combustible au Plutonium, sur le site de Tokai. Ces ateliers sont propriété de l'Institut japonais de Développement du Cycle du Combustible. Le Japon prévoit également de développer la fabrication du MOX en vue de le commercialiser.

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(retour) Pastille de MOX

(retour) Crayons combustibles MOX

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TRANSPORT

( retour )

Comment le combustible MOX est-il utilisé en réacteur ?

Le combustible MOX est un combustible nucléaire classique composé d'un mélange d'uranium et de plutonium. Lors de son utilisation en réacteur, il ne se différencie pas du combustible à l'uranium (combustible U02) et lui est comparable en termes de performance, d'utilisation, de sûreté et d'impact sur l'environnement. De plus, son chargement en réacteur nécessite peu, voire aucune modification technique.

Brûler du plutonium dans des réacteurs de puissance est un procédé bien connu et maîtrisé. Ainsi, dans tout réacteur dont le cœur est chargé exclusivement avec du combustible à l'uranium, plus de 30% de l'électricité produite est générée par la fission du plutonium créé in situ.

Depuis les années 60, près de 1 800 assemblages combustibles MOX ont produit en toute sûreté de l'électricité dans de nombreux pays.

35 réacteurs européens sont aujourd'hui 'moxés*. La France est le premier utilisateur de combustible MOX avec 20 réacteurs chargés à hauteur de 30%. L'expérience française, acquise depuis 1987 sur des centaines d'assemblages, démontre qu'il n'y a pas de différence opérationnelle entre les combustibles U02 et MOX, en termes de performance et de sûreté. De plus, l'usage du MOX dans les réacteurs français n'a nécessité que des adaptations mineures des réacteurs.

Le Japon a procédé à deux campagnes de test avec du combustible MOX à la fin des années 80. Ces tests ont permis de démontrer avec succès la bonne tenue du combustible MOX en réacteur, en termes de sûreté et de rendement énergétique. La tranche 1 du réacteur Tsuruga a été chargée avec deux assemblages MOX entre 1986 et 1990, et la tranche 1 de Mihama avec quatre assemblages MOX de 1988 à 1991. A l'image de la France, le Japon chargera le cœur de ses réacteurs à hauteur de 30%.

En Europe et au Japon, des programmes de recherche et de développement sont actuellement en cours afin d'augmenter le pourcentage d'assemblages MOX en réacteur. Des sociétés françaises et allemandes développent notamment le projet EPR (European Pressurised Reactor). Ce réacteur, dont la mise en service est prévue au cours de la première décennie du XXIème siècle, est conçu pour fonctionner avec un cœur chargé à 50% en combustibles MOX, une teneur de 100% étant à l'étude. Le Japon travaille également sur une nouvelle génération de réacteur, connue sous le nom de Réacteur Avancé à Eau Bouillante (ABWR), qui utilisera un cœur complet de combustibles MOX.

Centrale nucléaire chargée en combustible MOX : Saint-Laurent-des-Eaux (France)

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TRANSPORT

( r c t o u r j

Le combustible MOX présente-t-il des risques au regard de la prolifération ?

Non-proliferation

Le combustible MOX est plus sûr que le combustible à uranium enrichi vis à vis de la prolifération

Garanties de sécurité et de protection des matieres nucléaires

Non-proliferation

L'utilisation du combustible MOX en réacteur commercial apporte des réponses cohérentes à la question de la non-prolifération.

• Réduction de l'inventaire de plutonium

En mode générateur d'électricité, tout réacteur nucléaire utilisant du combustible à l'uranium (combustible U02) produit naturellement du plutonium. Au contraire, tout réacteur chargé avec du combustible MOX consomme du plutonium. Le plutonium recyclé sous forme de combustible MOX remplit la même fonction que l'uranium dans le combustible U02. Dans le combustible U02. une part de l'uranium est consommée tout comme une part du plutonium dans le combustible MOX. Par exemple, un réacteur nucléaire utilisant du combustible à l'uranium produit 250 kg de plutonium par an. Au contraire, un réacteur chargé avec 30 % de combustible MOX n'en produit pas. Demain, avec l'introduction de réacteurs chargés à 50 ou 100 % en combustibles MOX, une quantité de plutonium supérieure à celle produite sera ainsi consommée.

• Dégradation de la composition isotopique du plutonium

Une distinction a été établie par la communauté nucléaire internationale entre deux types de plutonium : le plutonium de qualité réacteur et le plutonium de qualité militaire. Le premier type est utilisé uniquement dans le cycle du combustible nucléaire commerciale tandis que le second est utilisé uniquement à des fins militaires. La différence entre ces deux types de plutonium réside dans leur composition.

• Plutonium de qualité militaire : ce plutonium possède une haute teneur - typiquement 90 % et plus - en isotope 239, reconnu comme étant le plus approprié pour la fabrication des armes nucléaires.

• Plutonium de qualité réacteur : contrairement au plutonium do qualité militaire, ce plutonium contient une proportion bien plus faible d'isotope 239 et une proportion bien plus élevée d'isotopes 240 et 242 qui sont non-fissiles. Ces isotopos pairs du plutonium ont des propriétés qui compliquent la conception et la manutention et dégradent les performances des armes nucléaires.

Lors de la réaction nucléaire dans le réacteur, le plutonium subit une dégradation naturelle de sa composition isotopique. Plus le plutonium reste dans le réacteur, plus des isotopes non fissiles du plutonium (plutonium 240 et 242) sont produits. Dans les pays européens, le combustible MOX reste entre trois et quatre ans en réacteur. Le Japon prévoit le même système de gestion pour ses réacteurs chargés en MOX.

(retour) Le combustible MOX est plus sûr que le combustible à uranium enrichi vis à vis de la prolifération

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(.retour) Garanties de sécurité et de protection des matières nucléaires

De plus, l'industrie du cycle du combustible offre toutes les garanties de sécurité et de protection des matières nucléaires. Le plutonium, avant sa transformation effective en MOX, est entreposé dans des bâtiments sécurisés et protégés. Ces bâtiments sont sous la surveillance constante des responsables du site, sous la stricte supervision des Autorités nationales et internationales. A l'instar de l'ensemble des installations liées au nucléaire commercial, les usines de fabrication de combustible MOX située en Belgique, France et Royaume-Uni sont sous le contrôle des Autorités compétentes nationales et internationales, en particulier l'AlEA et Euratom. L'utilisation du MOX en réacteur ainsi que son transport obéit à la même logique.

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TRANSPORT

( retour )



Caractéristiques du TN 12/2

Caractéristiques du TN 17/2

Caractéristiques du EXL 4M

Emballage de transport TN 17/2 (photo)

Schéma d'un emballage de transport TN 17/2

Emballage de transport Excellox 4M

Description technique d'un navire PNTL

Navire PNTL

Sûreté d'un navire PNTL

Schéma d'un navire PNTL

Des emballages spécifiques de transport (TN 17/2. TN 12/2 et EXL 4M), appelés "chateaux", dont les caractéristiques de sûreté sont semblables, sont utilisés pour le transport du combustible MOX.

A l'exception des aménagements internes, ces emballages de transport sont sensiblement similaires en termes de conception. Ils ont été agréés par les Autorités compétentes françaises, britanniques et japonaises et répondent aux critères imposés par la réglementation AIEA pour les emballages de Type B. Cette conformité a notamment été validée par les différents tests imposés à ce type d'emballage.

Ces emballages de transport sont semblables aux emballages utilisés pour le transport des combustibles usés entre le Japon et les usines européennes de traitement ou pour le retour des résidus vitrifiés de France vers le Japon. Depuis plus de 30 ans, des transports de ce type sont effectués sans aucun incident ayant entraîné de rejet de radioactivité.

Les assemblages de MOX sont dans un premier temps acheminés des usines de fabrication vers les ports de départ puis chargés dans les navires, marquant ainsi le début du transport proprement dit.

Transport du combustible MOX en Europe

- Le combustible MOX fabriqué par BNFL

Les assemblages combustibles MOX sont expédiés par rail de l'usine de fabrication de Sellafield vers le port de Barrow-in-Furness (Cumbria). Le transport par rail est réalisé par Direct Rail Service (DSR), filiale à 100% de BNFL qui assure tous les transports de ce type en Grande Bretagne. Au port de Barrow, la Division Transport de BNFL exploite un terminal maritime spécialisé dont le personnel est expérimenté dans la manutention des matières radioactives. Les emballages de transport sont embarqués à l'aide d'un portique dédié, ayant une capacité de levage de 150 tonnes, dans un navire spécialisé appartenant à PNTL. Cet ensemble assure un haut niveau de fiabilité et de sûreté.

- Le combustible MOX fabriqué par COGEMA

Les assemblages combustibles MOX sont expédiés par route des usines de fabrication vers l'usine de traitement de COGEMA-La Hague en France. Ils sont alors chargés dans les emballages utilisés pour le transport maritime. Les emballages sont acheminés vers le port de départ.

Les emballages sont ensuite embarqués sur un navire PNTL à l'aide d'un portique spécialisé, ayant une capacité de levage de 140 tonnes. Cet ensemble de moyens opérationnels assure un haut niveau de fiabilité et de sûreté.

Transport maritime du combustible MOX vers le Japon

Les navires utilisés pour le transport d'assemblages combustibles MOX vers le Japon appartiennent à la flotte PNTL, filiale commune de BNFL (62,5%), de COGEMA (12,5%) et des compagnies japonaises d'électricité (25%).

Les navires de la flotte PNTL effectuent régulièrement le transport de combustibles usés du Japon vers la France et la Grande Bretagne. Depuis 1995, les navires PNTL ont également réalisé les transports de résidus vitrifiés entre la France et le Japon. Ces navires, longs de 104 mètres et larges de 16 mètres, ont une autonomie suffisante en carburant pour effectuer le voyage sans escale. Ils sont conformes aux normes et critères de l'Organisation Maritime Internationale, à la réglementation des transports du Ministère japonais des Transports (JMOT) et à celles des Autorités compétentes françaises et britanniques.

Avec plus de 4,5 millions de milles parcourus sans aucun incident ayant entraîné de rejet de radioactivité, les navires PNTL présentent un niveau de sûreté inégalé. Depuis les années 60, plus de 160 transports, représentant plus de 4000 emballages, se sont ainsi déroulés.

Deux navires, naviguant de conserve, sont utilisés pour le transport de combustible MOX d'Europe vers le Japon. Ce mode de navigation fait partie des mesures de protection physique exigées par l'accord de 1988 entre les Etats-Unis et le Japon (Accord pour la Coopération dans le domaine de l'Energie Nucléaire à des Fins Pacifiques). Ces navires sont également armés de canons et protégés par des équipes spécialement entraînées de l'UKAEAC (ou "Force britannique de Sécurité Nucléaire"). Toutes ces mesures sont en conformité, voire dépassent, les recommandations de l'Agence Internationale pour

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l'Energie Atomique (AIEA) sur la protection physique des transports de matières fissiles.



Les emballages TN 12/2, TN 17/2 et EXL 4M sont utilisés pour le transport du combustible MOX vers le Japon.

(retour) Caractéristiques du TN 12/2

Désignation TN 12/2

Poids total à vide 98 tonnes

Poids total (en charge) 110 tonnes

Dimensions 0 2.50 m x 6,15 m

Capacité 12 assemblages MOX REB

Dégagement de chaleur 3,6 kW / emballage

Principaux matériaux utilisés dans un emballage de transport

- Corps

- Couvercle

- Panier

- Capot amortisseur de chocs

Acier forgé, résine neutrophage. bois etc. Acier inoxydable, résine neutrophage, etc. Alliage d'aluminium, acier inoxydable

Acier inoxydable, bois. etc.

(retour) Caractéristiques du TN 17/2

Désignation TN 17/2

Poids total à vide 73.5 tonnes

Poids total (en charge) 76,6 tonnes

Dimensions 0 1,95 m x 6,15 m

Capacité 8 assemblages MOX REB

Dégagement de chaleur 2,4 kW / emballage


- Corps

- Couvercle

- Panier

- Capot amortisseur de chocs

Acier forgé, résine neutrophage, bois etc.

Acier inoxydable, résine neutrophage. etc. Alliage d'aluminium, acier inoxydable

Acier inoxydable, bois, etc.

Caractéristiques du EXL 4M

Désignation EXL 4M

Poids total à v>de 92 tonnes

Poids total (en charge) 99 tonnes

Dimensions 0 2.3 m x 6,4 m

Capacité 8 assemblages MOX REP

Dégagement de chaleur 8 kW / emballage


- Corps

- Couvercle

Acier forgé, résine neutrophage, etc.

Acier forgé

Acier inoxydable

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• Panier Acier inoxydable, bois, etc.

• Capot amortisseur de chocs

(retour) Emballage de transport TN 17/2

(retour) Emballage de transport TN 17/2

(retour) Emballage de transport Excellox 4M

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(retour) Description technique d'un navire PNTL

Type de navire Navire de catégorie "Pacific*

Principales dimensions • longueur 104 mètres • largeur 16 mètres 104 mètres

16 mètres

Port en lourd ( 1 ) 3 775 tonnes

Déplacement (2) 7 735 tonnes

Motorisation principale 2 moteurs diesel de 1900 ch

(1) Port en lourd : masse totale que peut charger un navire (cargaison, soutes, avitaillement,...)

(2) Déplacement : volume d'eau déplacé par la carène d'un navire en charge, dont la masse est égale à la masse totale du bâtiment.

(retour.) Navire PNTL

L y u a s i e i i . e u i u i u c i i i i c v u u i u u a u u i o IVIW/V c s i - n u a u & p u i i c v c i a i c j a p o n : . . . i a g e j SUI u

(retour) Sûreté d'un navire PNTL

Dans les années 1970, BNFL a décidé de concevoir des navires spécialement adaptés au transport de matières nucléaires offrant une protection renforcée des cargaisons et des équipages pour une plus grande sûreté et fiabilité des opérations de transport. La flotte PNTL a été construite après une large consultation auprès de la Lloyds de Londres, de la "Salvage Association' et des principales compagnies de sauvetage en mer et en tenant compte des standards japonais développés à la même époque.

Depuis lors, d'autres équipements ont été ajoutés pour suivre les développements de la technologie, tirer partie de l'expérience acquise et maintenir un haut niveau de sûreté d'exploitation.

La flotte actuelle se compose de 5 navires, le Pacific Swan (1979), le Pacific Crane (1980), le Pacific Teal (1982), le Pacific Sandpiper (1985) et le Pacific Pintail (1987). Tous naviguent sous pavillon britannique.

L'architecture des navires PNTL est fondée sur une double coque avec une structure intermédiaire résistante aux chocs, une redondance et une séparation de tous les systèmes vitaux qui offrent une haute fiabilité et une grande capacité de survie en cas d'accident. Ainsi, en cas de dysfonctionnement d'un système vital, un système de secours sera toujours prêt à prendre le relais.

La sûreté des navires PNTL repose sur les systèmes suivants : • Double coque pour résister aux avaries et rester à flot Cette structure permet de résister à une grave collision avec un navire beaucoup plus grand sans que la coque intérieure soit percée. Cette double coque occupe plus des deux cinquièmes de la largeur du navire, et constitue véritablement "un navire dans le navire". La zone intermédiaire entre les coques est renforcée sur la longueur de la cale par des plaques d'acier horizontales épaisses de 20 mm. La structure de soutien de la zone où se trouve la cargaison est constituée de cloisons transversales et longitudinales étanches.

• Flottabilité renforcée Le navire est subdivisé en plusieurs compartiments étanches. En cas de noyage d'un certain nombre de cales ou de salles des machines, le navire peut ainsi rester à flot d'une manière stable. Le cloisonnement est préservé par l'utilisation de portes étanches.

• Redondance des systèmes de navigation, de communication, des systèmes électriques et des systèmes de refroidissement Ils sont conçus de telle manière que. dans l'éventualité d'une avarie ou d'une panne mécanique dans n'importe quelle partie du navire, tous les systèmes vitaux continuent de fonctionner. Un ensemble de câbles d'alimentation électrique de ces systèmes a été installé sur chaque bord afin d'éviter qu'une avarie dans une zone ne coupe l'alimentation des autres zones. Les sources d'alimentation électrique sont totalement redondantes.

En plus des principaux alternateurs situés à l'arrière, deux alternateurs supplémentaires à Tavant peuvent fournir toute l'électricité du navire. Il existe de plus un alternateur de secours qui se déclencherait automatiquement en cas d'avarie éleetnque et alimenterait les fonctions prioritaires comme le système de navigation, l'éclairage, l'équipement de pilotage, les systèmes anti-incendie, etc.

• Navigation et suivi par satellite Le navire est équipé de cinq systèmes de navigation indépendants dont un système de navigation par satellite. La transmission automatique de position et de vitesse du navire vers la terre est effectuée toutes les deux heures vers le Centre de Contrôle Maritime à Barrow au Royaume-Uni.

• Systèmes supplémentaires de détection et de lutte contre l'incendie

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V^VVVJIÎVIZ-V i v u o a i c i a . v ^ u i m i i t i u i c t u i i i u u s u u i c i v x w / v c a i - n u a n a p u i i c v u s i c j a p u n . . . . i a g e u a u i u

En plus des exigences réglementaires, les navires sont munis de systèmes globaux de détection et de lutte contre l'incendie, comprenant des installations d'arrosage de la cargaison et d'extinction par gaz des cales et locaux techniques. Le système de détection anti-incendie couvre l'ensemble du navire; les pompes qui alimentent les systèmes anti-incendie et les systèmes d'aspersion ont également été doublés, et sont localisées dans la salle principale des machines et le compartiment avant des auxiliaires. Le navire conserverait ainsi ses capacités, même dans le cas de situations dégradées.

• Deux moteurs et deux hélices Traditionnellement, les navires de cette taille ne disposent que d'un seul ensemble "moteur-hélice-gouvemail". Mais, compte tenu des impératifs de fiabilité, ces navires sont dotés de deux ensembles "moteur-hélice' pouvant fonctionner de façon totalement indépendante. En pratique, si un moteur est stoppé et désaccouplé, le bateau peut maintenir une vitesse d'environ 10 nœuds grâce à l'autre moteur.

• Propulseur d'étrave Tous les navires sont équipés d'un propulseur d'étrave pour une plus grande manœuvrabilité à petite vitesse.

• Systèmes de contrôle des rayonnements En plus des équipements portables de détection de rayonnement utilisés quotidiennement, tous les navires sont également équipés de détecteurs fixes reliés, d'une part, à une centrale de surveillance à l'extérieur des cales et, d'autre part, à un système d'alarme sur le pont.

(retour) schéma d'un navire PNTL

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TRANSPORT

( retour.)



La politique nucléaire japonaise

Le cadre international

Les obligations de l'AlEA

Les Accords Etats-Unis/Japon et Etats-Unis/Euratom

Mesures de protection physique

Le risque d'une utilisation potentielle de matières nucléaires à des fins non-pacifiques souligne le besoin de mesures de protection spéciales. La mise en œuvre de systèmes efficaces est nécessaire pour protéger les matières nucléaires et les sites contre le vol. le sabotage ou tout événement non-autorisé. La responsabilité de la mise en œuvre et de la bonne marche de ces systèmes appartient aux Autorités gouvernementales.

Les Autorités internationales compétentes en charge de ce sujet - l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (l'AlEA) et ses Etats membres, ainsi qu'Euratom pour l'Union européenne • concentrent leurs efforts sur les activités de lutte contre le trafic illicite et l'usage illégal de matières nucléaires. La réglementation en matière de protection physique distingue trois catégories différentes de matières nucléaires. Des mesures spécifiques de protection sont associées à ces catégories, des moins contraignantes aux plus strictes.

Le combustible MOX appartient, en raison de ses caractéristiques nucléaires, (présence d'une proportion significative de matières fissiles), à la catégorie la plus exigeante en terme de protection physique. Des mesures de protection physique particulièrement étendues ont en conséquence été incorporées au plan de transport maritime des combustibles. L'objectif est de s'assurer que les navires et leurs cargaisons sont protégés contre toute menace de vol ou de sabotage.

Les mesures mises en œuvre sont en accord ou dépassent les standards de protection physique établis par les textes suivants :

• La convention sur la Protection Physique des Matières Nucléaires (AIEA/INFCIRC 274),

• Les recommandations sur la Protection Physique des Matières Nucléaires publiées par l'AlEA (AlEAflNFClRC 225),

• L'Accord Etats-Unis-Japon signé en 1988 pour la Coopération dans le domaine de l'Energie Nucléaire à des Fins Pacifiques. Cet accord détaille les mesures de protection physique étendues devant être employées pour la protection physique des transports d'oxyde de plutonium ou de MOX par mer.

Le plan de protection physique comprend notamment la modification et l'armement de deux navires PNTL. Ceux-ci voyagent de conserve, chacun assurant l'escorte armée de l'autre, depuis le départ d'Europe jusqu'à l'arrivée au Japon. Chaque navire embarque à son bord des unités armées appartenant à la "Force britannique de Sécurité Nucléaire" (UKAEAC), une agence gouvernementale britannique dont les membres sont spécialement entraînés pour la protection des installations et des matières nucléaires. Cette force est déployée indépendamment de l'équipage régulier du navire et est responsable du maintien d'un niveau constant de surveillance et de protection de la cargaison. Cette force agit en accord avec les lois et les règlements nationaux et internationaux adéquats.

La route suivie par les navires est choisie de façon à assurer la sécurité de la cargaison et des navires, en évitant notamment les zones frappées par des catastrophes naturelles ou des désordres civils et politiques. Élément de sécurité supplémentaire, il n'est prévu aucune escale lors du transport.

Le système de protection physique mis en place respecte strictement les lois et règlements en vigueur en France, au Japon et au Royaume-Uni. De plus, le gouvernement américain a notifié au gouvernement japonais son accord formel sur le plan de transport, après un examen minutieux par l'ensemble des administrations compétentes de ses dispositions, notamment dans le domaine de la protection physique.

Les Autorités de quatre Etats souverains - Grande-Bretagne, Etats-Unis, Japon et France • ont ainsi validé l'ensemble des modalités de ce transport, considérant en particulier que le dispositif de protection physique mis en œuvre assurait pleinement aux matières transportées le

î v u a a i t i a . v ^ / u e n e a a u m i t s l i i t a u i c a u c p i u i c e u u u p n y a i t j u c m i a e a e u a u v i . . . i a g e z. a u i - t

niveau de protection requis.



(retour) La politique nucléaire japonaise

La Loi Atomique Fondamentale japonaise insiste sur la volonté de ce pays de développer et d'utiliser l'énergie nucléaire dans un but exclusivement pacifique. Le Japon soutient également très activement le régime international de non-prolifération. Ce principe est un élément supplémentaire de transparence quant à l'utilisation du plutonium au Japon.

De plus, un des principes fondamentaux de la politique japonaise de recyclage est que ce pays ne possédera pas de stocks de plutonium supérieurs à ses besoins énergétiques. Cette politique est connu sous le nom du principe de "zéro surplus plutonium".

(retour) Le cadre international

L'ensemble dos pays (Belgique, France, Japon et Royaume-Uni) impliqué dans la production, l'utilisation et le transport de combustibles MOX se conforment au cadre international garantissant l'utilisation pacifique des matières nucléaires. Les éléments constitutifs de ce cadre sont les suivants :

• Le Traité de Non-Prolifération des Armes Nucléaires (TNP). En signant le TNP, les Etats Non Dotés d'Armes Nucléaires (ENDAN) s'engagent à ne pas acquérir d'armes nucléaires. En échange, les Etats Dotés d'Armes Nucléaires (EDAN) s'engagent à ne pas aider les ENDAN à développer des armes nucléaires. Le TNP a été adopté en mars 1970. En 2000,187 Etats sont parties au TNP. notamment la Belgique, la France, le Japon et le Royaume-Uni.

• L'Agence Internationale de l'Energie Atomique. L'AIEA, une organisation affiliée aux Nations Unies, est en charge d'une double mission : vérifier la bonne application du TNP au travers de nombreux systèmes de contrôles et offrir une assistance technologique nucléaire à but pacifique aux nations en développement. L'AIEA a été crée en juillet 1957. En 2000, l'AlEA. basée à Vienne, comptait 130 membres, notamment la Belgique, la France, le Japon et le Royaume-Uni.

• La Communauté Européenne de l'Energie Atomique (EURATOM). EURATOM a la charge du contrôle des matières nucléaires appartenant aux ENDAN de l'Union Européenne ainsi que des matières à usage civiles des EDAN de l'Union Européenne. EURATOM a été créé en mars 1957. Les 15 Etats de lUnion Européenne sont membres d'EURATOM, notamment la Belgique, la France et le Royaume-Uni.

• La Convention sur la Protection Physique des Matières Nucléaires. La Convention définit des standards internationaux pour le commerce des matières nucléaires. Ce texte précise les niveaux de sécurité pour la protection des matières nucléaires contre le terrorisme et permet de poursuivre et punir les contrevenants aux lois sur le commerce nucléaire international. La Convention, a été adoptée en février 1987. En 1999, 60 Etats étaient parties à la Convention, notamment la Belgique, la France, le Japon et le Royaume-Uni.

L'ensemble des installations de fabrication de combustible MOX en Belgique, France, Japon et Royaume-Uni est soumis aux accords de contrôle de l'AlEA et/ou d'EURATOM.

[retour) Les obligations de l'AlEA

Les règles de base pour les systèmes de protection physique ont été développées par l'AlEA (INFCiRC/225/Rev. 4, Recommandations pour la Protection Physique des Matières Nucléaires). Publiées en 1972, ces règles ont été régulièrement mises à jour depuis lors. Ce texte couvre la protection physique des matières nucléaires en cours d'utilisation, lors de l'entreposage, du stockage et du transport, et ce. tant sur le plan national qu'international. Ces règles ont démontré leur importance pour le développement des accords internationaux et des réglementations nationales. En ce qui concerne les matières nucléaires transportées, la responsabilité de mettre en place des systèmes de protection physique efficace incombe au transporteur et aux Etats destinataires des matières.

LïNFCIRC/225'Rev.4 fixe aux Etats l'objectif d'établir les conditions nécessaires pour minimiser les possibilités d'enlèvement non-autorisé des

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matières nucléaires ou le sabotage. Ce texte précise que des mesures appropriées, et cohérentes avec les obligations nationales, doivent être prises pour assurer la confidentialité de l'information relative aux opérations de transport, notamment les informations détaillées concernant le planning et la route.

La Convention sur la Protection Physique des Matières Nucléaires ( IN FC l RC/274/R ev.2). adoptée en 1987, oblige les Etats parties à mettre en œuvre des mesures spécifiques de protection pour les matières nucléaires lors des transports internationaux. Ce texte fixe également un cadre pour la coopération internationale dans le domaine de la protection physique.

La Convention sur la Protection Physique des Matières Nucléaires oblige les Etats parties à prendre des arrangements spécifiques en conformité avec les standards définis de protection physique pour les transports internationaux de matière nucléaire.

L'intégralité du système de transport du combustible MOX est en conformité avec les obligations précisées dans la Convention et I' IN FCI RC/225/Rev A De plus, ce système est en accord avec les obligations de sécurité définies par le gouvernement britannique assurant un niveau de protection physique suffisant pour faire face aux risques de vol. vol avec violences ou toute autre tentative d'enlèvement illégal de matières nucléaires.

(retour) Les Accords Etats-Unis/Japon et Etats-Unis/Euratom

Les Accords Etats-Unis/Japon et Etats-Unis/Euratom sur la Coopération pour l'Utilisation Pacifique de l'Energie Nucléaire, donnent aux Etats-Unis un droit d'approbation préalable pour tout transfert de matières nucléaires comme défini par la Loi sur l'Energie Atomique américaine. Les Etats-Unis ont donné leur accord pour le retransfert du plutonium séparé en Europe (sous la forme de poudre de plutonium ou de produits finis comme le combustible MOX fabriqué avec ce plutonium) en tenant compte de la mise en œuvre de mesures de protection satisfaisantes contre le vol ou toute autre diversion durant le transfert.

Les mesures de sécurité pour le transport de MOX sont en totale conformité avec les exigences américaines contenues dans l'Annexe 5b de l'Accord Etats-Unis/Japon :

- Utilisation d'un navire de transport dédié.

- Choix précis de la route à utiliser.

- Pas d'escale prévue lors du voyage.

- -Utilisation d'une escorte armée à bord du navire de transport indépendante de l'équipage.

- -Utilisation d'un navire d'escorte armé pour accompagner le navire de transport du départ jusqu'à l'arrivée.

- Mesures pour empêcher l'enlèvement de la cargaison en mer.

- Utilisation de systèmes de communication multiples et sécurisés.

- -Surveillance de la position du navire et de l'état de la cargaison par un centre opérationnel.

- Préparation d'un plan d'urgence.

(retour) Mesures de protection physique

Afin de se conformer à ces exigences, le système de protection physique proposé pour le transport de MOX inclut deux navires d'escorte armés. Les navires naviguent de conserve, chaque navire assurant l'escorte armée de l'autre. Les navires sont équipés d'une large gamme de systèmes de protection, notamment des canons, afin de faire face à toute menace potentielle.

Des officiers armés et spécialement entraînés appartenant à la "Police de l'autorité Nucléaire du Royaume-Uni" (UKAEAC) protègent les navires. L'UKAEAC a une longue expérience de la protection des matières et des sites nucléaires au Royaume-Uni. Les équipes de l'UKAEAC ont reçu un entraînement spécial pour les opérations de transport.

La route suivie par les navires est choisie avec précision en tenant compte des contraintes de protection physique. Par exemple, les navires évitent les zones frappées par des catastrophes naturelles ou des désordres civils

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et politiques. Avant chaque voyage, un plan de transport est préparé. Il détaille les arrangements spécifiques mis en œuvre lors du transport pour assurer, entre autres, une protection physique suffisante du combustible MOX. Ce plan est préparé en coordination entre les acteurs industriels concernés et les gouvernements japonais, britannique, français et américains.

Le plan de transport inclut l'organisation d'un plan d'urgence identifiant les possibles situations de crise et les réponses prévues de l'équipage, de l'escorte armée de l'UKAEAC et du personnel du centre opérationnel. Le plan d'urgence identifie également les points de contact et précise les responsabilités de chacun parmi les Autorités désignées par le plan de transport.

Les mesures prises pour empêcher l'enlèvement du combustible MOX en pleine mer incluent la mise hors service des systèmes d'ouverture des panneaux de cale et des grues embarquées. Les emballages de transport, qui pèsent entre 80 et 100 tonnes, sont fixés et scellés afin d'empêcher toute personne non autorisée d'avoir accès au combustible MOX.

Un centre opérationnel est mis en place. Ce centre a la responsabilité de la surveillance constante des navires et de l'état des éléments combustibles MOX depuis le départ d'Europe jusqu'à l'arrivée au Japon.

Les navires de transport sont équipés de systèmes de communication sûrs, utilisant des technologies avancées. Ceux-ci sont indépendants des équipements standards de communication. Ces systèmes permettent d'avertir - via des transmissions sécurisées et automatiques - le centre opérationnel de la localisation des navires et de l'état de la cargaison. Ces systèmes de communication permettent également d'établir des communications sécurisées et séparées entre les escortes embarquées et le centre opérationnel, indépendamment de l'équipage régulier des navires.

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T R A N S P O R T

( retour )


L'ensemble des matériels utilisés et des opérations effectuées dans le cadre du transport do combustibles MOX d'Europe vers le Japon est conforme aux réglementations internationales et nationales applicables.

Les organisations internationales définissent, avec le concours des Etats membres, les recommandations et réglementations applicables. Au niveau national, chaque pays édicté ses propres législations et réglementations, établies en cohérence avec celles des organisations internationales.

Plus spécifiquement, le transport des matières nucléaires obéit conjointement à deux types de réglementations strictes : matières dangereuses et matières nucléaires.

Les réglementations propres au transport de L e t r a n s p o r t d e s m a t i è r e s d a n g e r e u s e s matières radioactives

Le transport des matières dangereuses est soumis à différentes Exigences réglementaires applicables à la réglementations selon le mode de transport utilisé (transport

conception et à l'exploitation des navires r o u t i e r - f e r r o v , a i r e e t mantime) et les pays concernes.

En Europe, les règlements applicables au transport par route sont Contrôles et Inspections réglementaires des établis à partir des directives de l'Union Européenne suivantes : emballages

• la réglementation propre au transport de matières dangereuses par route, basée sur la réglementation européenne, dite ADR;

• La réglementation propre au transport de matières dangereuses par rail, basée sur la réglementation européenne, dite RID.

Les transports par mer doivent satisfaire aux dispositions du Code sur le Transport Maritime International do Marchandises Dangereuses ou Code IMDG (International Maritime Dangerous Goods Code), adopté par l'Organisation Maritime Internationale (OMI). Ce code sert de guide aux personnels chargés de la manutention et du transport des matières radioactives dans les ports et à bord des navires. Il décrit l'ensemble des dispositions à respecter en matière d'identification des emballages, de marquage, d'étiquetage, de placardage, d'arrimage, de documentation et de prévention de la pollution marine.

Le t r a n s p o r t d e s m a t i è r e s r a d i o a c t i v e s

Les recommandations de l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA) sont adoptées au plan international et sont appliquées au Japon et en Europe. Les réglementations sont appliquées par chacune des Autorités nationales et reposent en tout premier lieu sur l'intégrité de remballage de transport qui garantit la sûreté durant le transport. Pour cette raison, les réglementations définissent trois types d'emballages. Les critères de conception correspondants prennent en compte la radioactivité et la forme sous laquelle la matière est transportée. Plus précisément, afin de transporter des combustibles MOX, les emballages doivent obéir aux spécifications des emballages de type B de l'AlEA.

De plus. l'OMI a adopté, en 1993, le Code INF qui recommande des mesures de sûreté strictes, dont les spécifications de conception pour les navires transportant des matières radioactives. Les navires PNTL sont conformes à la catégorie la plus exigeante de ce code - dite INF 3 - relative aux navires transportant des quantités importantes de matières radioactives. En fait, les navires de transport PNTL opèrent depuis 1979 selon ces règles, soit près de 15 ans avant que le Code ne soit introduit.

L e s o r g a n i s a t i o n s c h a r g é e s d e l ' app l i ca t i on d e la r é g l e m e n t a t i o n

En France, la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires


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(DSIN), placée sous la double tutelle des ministères de l'Industrie et de l'Environnement, est chargée de l'application de la réglementation concernant la sûreté des transports. L'Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN) lui fournit l'expertise en matière d'évaluation de la sûreté.

Au Japon, le ministère des Transports (JMOT) et l'Agence pour la Science et la Technologie (STA) sont responsables de l'application de la réglementation des transports.

Au Royaume-Uni, le département de l'Environnement, du Transport et des Régions est responsable des règlements relatifs au transport. Un de ses organes, la "Maritime and Coastguard Agency" (MCA), assure l'application du règlement relatif aux navires et à leurs chargements. De même, la division transport de matières radioactives de ce département fait appliquer les règlements relatifs au transport des matières radioactives quel que soit le mode de transport.



(retour) Les réglementations propres au transport de matières radioactives

La réglementation de référence est le "Règlement de transport des matières radioactives*. Ce texte élaboré par l'AlEA en 1985 puis périodiquement révisé appartient à la Collection Sécurité (Safety Series). Ce règlement régit la conception des emballages en se fixant comme objectif la protection des personnes et de l'environnement dans des conditions extrêmes d'accident et ce. quel que soit le mode de transport utilisé. Elaboré par l'AlEA, il a été approuvé par les experts internationaux des 130 Etats membres de cette organisation. Cette réglementation rigoureuse a permis d'atteindre et de maintenir un niveau élevé de sûreté. La réglementation de l'AlEA prescrit également un marquage et un étiquetage spécifiques des emballages et définit des règles d'arrimage de la cargaison à la structure du navire.

La sûreté du transport repose, en tout premier lieu, sur l'emballage. Par conséquent, les emballages doivent satisfaire à des exigences particulièrement strictes. Ce point est d'autant plus crucial que la plupart des transports de matières nucléaires implique l'utilisation combinée de plusieurs modes de transport. La protection assurée par l'emballage doit dès lors être adaptée au risque potentiel présenté par la matière transportée et conduit à mettre au point plusieurs types d'emballages.

En plus des colis dits exceptés, trois types d'emballages sont définis par l'AlEA. Les critères de conception de chaque catégorie prennent en compte la composition physique et chimique do la matière transportée ainsi que sa radioactivité et sa radiotoxicité :

• les emballages industriels,

• les emballages de type A.

• les emballages de type B, requis pour le transport des déchets hautement radioactifs, des combustibles usés et autres matières de haute activité. Pour être agréés, ces emballages doivent satisfaire aux tests stricts recommandés par l'AlEA et prescrits notamment par les réglementations française et japonaise. Ces recommandations et réglementations sont réexaminées périodiquement.

Les essais obligatoires pour les emballages de type B, décrits dans les recommandations de l'AlEA, sont particulièrement sévères. Ils comprennent des essais de chute ainsi que des essais permettant de vérifier la résistance des emballages au feu et à l'immersion. Les conditions dans lesquelles les tests de l'AlEA sont réalisés s'avèrent beaucoup plus sévères que celles obtenues lors de simulations d'accident. Par exemple, en 1984, un test grandeur nature a été réalisé avec un train de 140 tonnes lancé à une vitesse de 160 kilomètres/heure contre un emballage. Bien qu'impressionnant, cet accident a provoqué un impact équivalent à un tiers de celui reçu par un emballage lors des tests réglementaires de l'AlEA. Une épreuve d'incendie hors spécification a également été réalisée. L'emballage a été placé pondant 90 minutes dans un feu à une température de 1400e"

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Celsius au contact de l'emballage. L'emballage a résisté à cet essai et aucune surchauffe interne n'a été observée.

(retour) Exigences réglementaires appl icables à la concept ion et à l 'exploitat ion des navires

La conception des navires répond aux critères édictés par la réglementation de l'Organisation Maritime Internationale (OMI). Des réglementations nationales, directement inspirées des conventions et des codes de l'OMI, ont également été élaborées au Royaume-Uni. en France et au Japon. Ces réglementations s'appliquent à tous les types de navires et constituent un arsenal législatif couvrant pratiquement tous les aspects de conception et d'exploitation des navires. PNTL se conforme à toutes ces réglementations ainsi qu'à celles édictées par le Ministère japonais des Transports (JMOT) et les Autorités compétentes britanniques et françaises.

La Convention Internationale sur la Sauvegarde de la Vie Humaine en Mer (SOLAS - The International Convention for the Safety of Life at Sea) établit toute une série de normes destinées à améliorer la sécurité de la navigation. Ces mesures concernent les domaines suivants : le compartimentage et la stabilité, les machines et installations électriques, la protection contre l'incendie, la détection et l'extinction de l'incendie, le sauvetage, la communication par radio, la sécurité de la navigation et le transport des marchandises dangereuses.

La Convention Internationale pour la Prévention de la Pollution des Mers par les Navires (MARPOL - The International Convention for the Prevention of Pollution from the Ships) traite de la protection de l'environnement marin contre la pollution causée par les navires. Elle exige que tout incident, entraînant le rejet ou le risque de rejet en mer de substances dangereuses ou polluantes, fasse l'objet d'un rapport à l'Etat côtier le plus proche. De même, toute menace sérieuse affectant la sécurité du navire doit être signalée.

Lorsque cela s'avère nécessaire, l'OMI élabore ses instruments en collaboration avec les organisations dotées d'une expertise technique : l'AlEA offre, à ce titre, ses conseils d'expert sur toutes les questions liées aux matières radioactives. Ainsi, les dispositions du code IMDG (International Maritime Dangerous Goods) applicables aux matières radioactives ont été établies par l'OMI sur la base des réglementations de l'AlEA relatives au transport de matières radioactives.

PNTL se conforme également aux prescriptions du Code International de Gestion de la Sécurité (Code ISM - International Safety Management Code) élaboré par l'OMI, même si ce dernier ne deviendra obligatoire pour ce type de navire qu'en 2002. Ce code fixe un certain nombre d'objectifs en matière de gestion de la sécurité :

• Offrir des pratiques d'exploitation et un environnement de travail sans danger,

• Etablir des mesures de sécurité contre tous les risques identifiés,

• Améliorer constamment les compétences du personnel en matière de gestion de la sécurité.

La Convention des Nations Unies sur le Droit de la Mer (UNCLOS), plus connue sous le nom de Convention de Montego Bay, reconnaît le droit de passage inoffensif dans les eaux territoriales et la liberté de navigation au-delà. En outre, l'article 23 de cette convention dispose, entre autres, que les navires transportant des substances radioactives sont tenus, lorsqu'ils exercent leur droit de passage inoffensif dans la mer territoriale, d'être munis des documents et de prendre les mesures spéciales de précaution prévues par des accords internationaux pour ces navires.

PNTL respecte strictement les exigences de cette convention.

PNTL respecte également les règles obligatoires d'information applicables aux navires traversant les eaux territoriales de chaque Etal. Par exemple, tous les navires entrant ou quittant les ports de l'Union Européenne et transportant des matières dangereuses ou polluantes sont tenus de communiquer certaines informations à l'autorité compétente, à un agent désigné et aux autorités du port concerné. Ces informations contiennent des détails sur le navire, son état, sa cargaison et son heure approximative d'arrivée.

v ^ w v j j u m r v i v u a a i c i a . y u t i t a i ic t a u i c i c g i e n i c i i i a i i e a p p n e a u i c a u u a u a p u i i u t m w A . . . i a g e -* s u i -r

Le système français "CROSS" (Centre Régional Opérationnel de Surveillance et de Sauvetage) impose aux navires transportant des cargaisons dangereuses de transmettre des informations sur le navire, sa cargaison, son itinéraire et ses horaires prévus. Ces informations doivent être communiquées 6 heures avant l'entrée dans les eaux territoriales françaises si leur destination est un port français. Une fois dans les eaux territoriales, le navire doit notifier tout incident ou avarie qui pourrait affecter sa sécurité.

(retour) Contrôles et inspections réglementaires des emballages

Durant tout son cycle de vie. chaque emballage est soumis à une série de contrôles et d'inspections réglementaires :

• une fois la conception achevée, l'emballage reçoit un certificat d'agrément de l'autorité compétente,

• chaque emballage fabriqué est enregistré,

• les emballages de transport sont soumis à une inspection avant chaque utilisation.

Le rapport d'analyse de sûreté , approuvé par les Autorités françaises et japonaises, définit les méthodes et les critères d'inspection.

Celle-ci comprend une inspection visuelle de l'emballage et des tourillons après le chargement, une mesure de la contamination résiduelle surfacique, des contrôles de débit de dose, une mesure de la température en surface, une vérification de l'étanchéité et une mesure de pression,

• un programme d'inspections périodiques, associé à un plan de maintenance, est mis en place, il comporte un contrôle au moment de chaque chargement et déchargement, une maintenance annuelle, une maintenance intermédiaire tous les 3 ans, et une maintenance approfondie tous les 6 ans.

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T R A N S P O R T

( retour )

Qelles sont les mesures de sûreté mises en œuvre pour le transport ?


Evénements concernant le navire

Eénements liés à la manutention

Chlargement de l'emballage

Le personnel de PNTL

Principaux Tests pour les Colis de Type B

Les équipements utilisés pour le transport de combustible MOX sont conçus conformément à la réglementation en vigueur et prennent en compte les supposés scenarii d'accident.

L e s c a r a c t é r i s t i q u e s d e s û r e t é d e s n a v i r e s

Les navires, qui transportent régulièrement depuis plus de 20 ans les combustibles usés du Japon vers la France et le Royaume-Uni, assurent également le transport du combustible MOX. Ces navires sont conformes aux normes et réglementations internationales de l'OMI. Ils sont également conformes au règlement KAISA nc520 du Ministère des Transports japonais.

Les navires sont équipés en particulier :

• d'une structure double fond et double coque permettant de minimiser les dommages et de garantir la sûreté en cas d'accident.

• de systèmes redondants de navigation, de communication, de production électrique et de refroidissement,

• d'un système de noyage de chaque cale,

• d'un système anti-incendie complet disponible en cas d'urgence.

• d'un dispositif de secours pour la production d'électricité,

• de systèmes de navigation et de suivi par satellite.

Un dispositif d'intervention d'urgence a été mis en place; il couvre le monde entier et assure la disponibilité d'une équipe d'intervention et de sauvetage 24h/24.

L e s c a r a c t é r i s t i q u e s d e s û r e t é d e s e m b a l l a g e s

Les emballages de transport, qui appartiennent à la catégorie des emballages de Type B. répondent à l'ensemble des critères techniques établis pour garantir la sûreté des opérations en conditions normales mais aussi extrêmes.

Les emballages sont soumis à une série de tests très contraignants permettant de valider leur résistance et de garantir leur niveau de sûreté. Les tests réglementaires de l'AlEA, simulant les conditions accidentelles de transport, comprennent deux types d'épreuves de chute : une chute libre de 9 mètres sur une surface indéformable et une chute de 1 mètre sur un poinçon en acier. L'emballage, après avoir subi ces épreuves de chute, est soumis à un test de feu enrobant de 800"Celsius pendant 30 mn, puis à un test d'immersion.

A l'issue de ces épreuves, l'emballage doit conserver la totalité de son étanchéité et de ses fonctions de confinement afin de maintenir le niveau de rayonnement extérieur dans les limites internationales admises.

Une analyse de sûreté complète des emballages a montré que tous les critères de sûreté (intégrité de la structure, tenue à la chaleur, confinement, blindage et maintien de la sous-criticité) étaient respectés. La sûreté des emballages de transport, tant en situation normale qu'en situation extrême, est ainsi assurée.

La s û r e t é en p r o f o n d e u r

Une succession de barrières est utilisée pour protéger les matières nucléaires à chaque étape du transport : ce concept de protection est appelé la "sûreté en profondeur".

La pastille de combustible MOX, qui se présente sous la forme d'un matériau céramique, dur comme la pierre, d'une grande stabilité, matérialise la première barrière.

La deuxième barrière est constituée des crayons de combustibles faits d'alliage de zirconium. Ces crayons regroupés en faisceau constituent l'assemblage combustible MOX. Ces assemblages résistent à la corrosion et sont capables de tenir à des pressions de plusieurs milliers de mètres d'immersion.

La troisième barrière se matérialise par l'emballage de transport en acier forgé. Pesant entre 80 et 100 tonnes, ces emballages sont fabriqués dans le strict respect des

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normes établies par les experts internationaux des 130 Etats membres de l'AlEA. Leurs capacités de résistance aux chocs, feux et immersions ont été éprouvées par une série de tests très contraignants. Les emballages de transports sont également capables de résister à la pression de plusieurs milliers de mètres de profondeur.

La quatrième barrière est le navire lui-même. Les navires PNTL ont été spécialement conçus pour le transport des matières radioactives : combustibles usés, combustibles MOX. résidus vitrifiés... En plus d'une double coque renforcée, ces navires sont dotés de nombreux équipements de sûreté. Les emballages de transport sont fixés dans les cales du navire.

L'ensemble de ces barrières rend hautement improbable un scénario où la matière nucléaire contenue dans les pastilles de MOX entrerait d'une façon ou d'une autre en contact avec l'eau de mer.

Même dans l'hypothèse improbable d'une rupture en chaîne de la double coque, de l'emballage et des crayons de combustible, mettant en contact les pastilles de MOX avec l'eau de mer, II faudrait des milliers d'années pour que celles-ci se dissolvent.

De plus, une étude récente du CRIEPI japonais (Central Research Institute of Electric Power Industry) montre que même dans le cas peu vraisemblable du naufrage du navire et de la rupture de confinement de l'emballage dans des eaux côtières, l'impact sur les populations vivant à proximité du naufrage serait équivalent à un millionième de l'impact du rayonnement naturel. Si un tel accident se produisait en haute mer, l'impact serait alors équivalent à un dix millionième du rayonnement naturel.

Transports de matières nucléaires : la sûreté en profondeur

Un matériau stable

Les crayons combustibles

Des emballages résistants

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D e s n a v i r e s s p é c i a l i s é s

Quelles sont les mesures de sûreté mises en œuvre pour le transport ?


Tout équipement utilisé pour le transport de combustible MOX est conçu en conformité avec les réglementations en vigueur, de manière à prévenir tout risque d'accident. Toutefois, différentes situations accidentelles ont été analysées en vertu du principe de sûreté en profondeur, afin de garantir la sûreté du transport.

(retour) E v é n e m e n t s c o n c e r n a n t le nav i r e

Le navire est doté d'un équipement radar moderne avec système anti-collision, qui diminue considérablement la probabilité d'une collision ou d'un échouement. Un nombre important de transports de combustibles usés entre le Japon et l'Europe (plus de 160) a été effectué sur le même type de navire sans qu'aucun incident ne soit survenu en plus de vingt ans. Si toutefois une collision devait se produire, les conséquences en seraient limitées grâce à la double coque et à la structure anti-collision du navire. Si malgré tout, le navire venait à sombrer, il pourrait être localisé par le dispositif de repérage satellite. Le navire est également doté de balises sonar permettant sa localisation à des profondeurs dépassant 6 000 m. Conformément aux réglementations internationales, les emballages sont soumis à un test d'immersion à au moins 15 mètres de profondeur. En fait, il a été confirmé que ces emballages conserveraient leur intégrité a plusieurs milliers de mètres d'immersion. La protection contre les risques d'incendie à bord est assurée par : • des parois en acier qui isolent les cales recevant les emballages de la partie du navire dédiée à la production d'énergie et à la propulsion (salle des machines, réservoirs, ligne d'arbres), • des équipements de prévention et de lutte contre l'incendie. Le risque d'incendie extérieur ne pourrait survenir que suite à une collision dont la probabilité d'occurence est très faible comme cela a été décrit plus haut. Les systèmes de lutte contre l'incendie (systèmes de détection, dispositif de noyage des cales, rampes d'extinction, halon, etc.) permettent de détecter et d'éteindre rapidement tout incendie à bord du navire. En outre, les tests réglementaires ont prouvé la résistance de l'emballage au feu.

(retour) E v é n e m e n t s l iés à la m a n u t e n t i o n

La hauteur maximale du portique utilisé pour la manutention des emballages est inférieure aux 9 mètres imposés pour le test réglementaire de chute sur une surface indéformable.

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Chargement de l'emballage (retour)

Les emballages sont chargés dans cinq cales sur deux niveaux. Ceci s'effectue à l'aide de portiques fixes ou de pontons-grues d'une capacité de levage d'environ 150 tonnes. Les emballages, montés sur des châssis, sont ensuite fixés solidement par des boulons à la structure du navire. Au cours des traversées, des contrôles de routine des niveaux de rayonnement, des systèmes de refroidissement et des dispositifs d'arrimage des emballages sont effectués. La zone des cales est isolée du reste du navire par un blindage anti-radiation et un revêtement en béton du pont et des panneaux de cale.

Le personnel de PNTL (retour)

L'équipage d'un navire PNTL est environ 2 à 3 fois plus important que celui des navires de transport de produits chimiques de taille comparable. Tous les officiers du pont et des machines sont titulaires de diplômes d'un niveau supérieur à leur fonction. Par exemple, le commandant en second doit avoir un diplôme de capitaine. Tous les membres du personnel sont incités à améliorer leurs connaissances et qualifications, en suivant des cours de formation. Tous les membres de l'équipage portent des dosimètres photographiques personnels pour contrôler les doses de rayonnements reçues individuellement lorsque des emballages de matière radioactive sont à bord. La dose maximale admise pour le personnel de transport impliqué dans la manutention des matières radioactives est de 20 mSv/an. et la dose moyenne reçue par les équipages de PNTL sur les 10 dernières années est de 0,08 mSv/an.

Principaux Tests pour les Colis de Type B (retour)

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TRANSPORT

( re tour )

Quels sont les dispositifs et mesures prévus en cas d'urgence ?

Dans le cas très improbable où un navire transponant des matières de haute activité se trouverait être en difficulté, une équipe d'experts maritimes et nucléaires parfaitement entraînés et équipés est disponible 24 h / 24 conformément aux recommandations de l'AlEA. Dans le cas d'un incident sérieux, cette équipe serait dirigée vers le navire et aurait la direction des

d'intervention.

La résistance et l'intégrité des emballages, associées à la protection que représente le navire, signifient que l'assistance spécialisée des pays adjacents à la route ne serait pas requise, et que le navire ne serait pas nécessairement dirigé vers le port le plus proche pour demander assistance.

Si un navire PNTL sombrait, il pourrait être repéré par plus de 6 000 mètres Compléments techniques d e , o n d 9 r â c ô à s o n système sonar de localisation.

Des mesures immédiates pourraient être prises pour le sauvetage du navire ou de sa cargaison en cas de naufrage. Depuis 1981, PNTL a contracté des engagements avec Smit Salvage, qui dispose de moyens spécialisés pouvant inten/enir sur l'ensemble des routes maritimes empruntées par les navires.

Des exercices d'intervention d'urgence sont imposés par les réglementations internationales relatives au transport de matières radioactives et constituent une partie essentielle de la gestion des risques. Plusieurs exercices de ce type sont organisés chaque année; ils permettent de tester le système de communication, l'efficacité de l'équipe d'intervention et de l'équipage, de même que les performances des équipements d'urgence.

(retour ' Compléments techniques

Tous les navires PNTL sont équipés d'un système automatique de surveillance de route qui transmet toutes les deux heures au centre portuaire de Barrow la position du navire (latitude et longitude), sa route et sa vitesse. Si un message n'est pas reçu, le système de localisation d'urgence sera automatiquement déclenché, ainsi que des systèmes annexes tels que le radio-télex, le radio-téléphone et autres.

Le centre de contrôle d'urgence de Barrow possède les cartes marines des routes suivies, les plans et maquettes des navires et des emballages, plusieurs télex et lignes téléphoniques (y compris une ligne directe au siège de PNTL), un logiciel de calcul de la stabilité du navire, des moyens d'enregistrement audio et vidéo et une alimentation électrique de secours.

Dans le cas improbable d'un naufrage d'un navire PNTL, l'équipe de secours dispose d'un système sonar de recherche pour localiser le navire. Tous les navires sont pourvus d'un système de repérage par sonar et d'un système de télémétrie qui comprend quatre transpondeurs acoustiques reliés à un certain nombre de détecteurs à bord. Le système sonar peut fonctionner à des profondeurs supérieures à 6 000 m et a une portée de 20 km. Il peut transmettre à la surface :

• la profondeur et la gîte du navire.

• si le navire est déformé ou brisé,

• si les panneaux de cale sont en place.

• le niveau de radiation dans chaque cale,

• la température.

Ce dispositif est auto-alimenté par des batteries au lithium d'une durée de vie de plus de sept années.

PNTL estime que les exercices réguliers jouent un rôle majeur dans les plans d'intervention d'urgence. Le programme annuel prévoit deux exercices sur des navires au Royaume-Uni (1 au port et 1 en mer), 2 exercices au Japon, 4 exercices d'incendie, et 1 exercice de transmission de données entre le Royaume-Uni et le Japon.

Tous les exercices d'urgence impliquent le rappel du personnel compétent,

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spécifiquement entraîné, son transport sur le lieu de l'accident et la réalisation des actions correctives nécessaires.

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( retour)

Quels sont les régimes de responsabilité civile applicables ?

L'ensemble des composantes du dispositif de sûreté en profondeur (haute stabilité du combustible MOX, résistance et fiabilité des emballages de transport spécifiques et des navires dédiés au transport de matières nucléaires, plans d'urgence et de récupération) offre une protection réelle contre les risques d'accidents.

Si un accident se produisait néanmoins, les préjudices subis pourraient être indemnisés en application des différents régimes de responsabilité civile existants. Dans le cas d'un accident sans conséquence nucléaire, c'est le régime de responsabilité civile de droit commun qui serait mis en œuvre.

Dans l'hypothèse hautement improbable d'un accident ayant des conséquences nucléaires, le régime conventionnel de responsabilité civile nucléaire établi par les Conventions de Paris et de Bruxelles trouverait à s'appliquer. En vertu de ce régime, une personne subissant un dommage résultant des propriétés radioactives des matières transportées pourrait demander réparation de son préjudice sans qu'il lui soit nécessaire de démontrer l'existence d'une faute.

Ces conventions s'appliquent aux dommages subis en haute mer et introduisent un principe de couverture de la responsabilité par un système d'assurance.

Un accident nucléaire affectant le territoire d'Etats non parties à ces conventions, eaux territoriales comprises, serait traité selon le régime de responsabilité civile applicable au regard des règles de droit international privé.

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( K I Q U L )

Annexe 1 - L'énergie et le nucléaire dans le monde

En 1999, 18 pays utilisaient l'énergie nucléaire pour au moins un quart de leur production totale d'électricité.

A la fin 1999, 436 réacteurs fonctionnaient à travers le monde avec une capacité installée de 351 738 MW, fournissant approximativement 16 % de l'électricité mondiale. Plus de 35 unités supplémentaires étaient en construction (1).

Au cours des 20 prochaines années, la demande énergétique mondiale devrait augmenter d'environ un tiers. Dans les pays industrialisés, la hausse devrait être inférieure à 10 %. En revanche, dans les pays en développement, cette demande devrait doubler (2).

La demande en énergie primaire dans le monde devrait continuer de progresser régulièrement, à l'image des deux dernières décennies : il est ainsi prévu qu'elle passe de presque 8 000 Mtep (millions de tonnes équivalent pétrole) en 1993, à un chiffre situé entre 10 900 et 11 800 Mtep en 2010 3.

(1) Communiqué de presse AIEA. 6 mars 2000, PR 2000/09

(2) Le marché mondial du combustible nucléaire, offre et demande 1995-2015, The Uranium Institute Market Report, 1996 3 Politiques énergétiques des pays de l'AlEA. Agence Internationale de l'Energie OCDE, Revue 1996

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Annexe 2 - Le programme nucléaire japonais : situation actuelle et développements futurs

Le choix du traitement-recyclage

Ressources naturelles et sécurité de l'approvisionnement

Impact sur la santé et sur l'environnement

Réacteurs en service

Réacteurs en construction

Réacteurs en projet Capacités futures de traitement-recyclage

Le choix du traitement-recyclage

Le Japon est un pays grand consommateur d'énergie importée, ce qui s'explique par son important niveau de développement industriel et la faiblesse de ses ressources naturelles. Ainsi, le Japon dépend à plus de 00 % de l'importation de matières énergétiques dont l'uranium. Le niveau de dépendance du Japon pour son approvisionnement en pétrole et en gaz est plus élevé que ceux de l'Europe et des Etats-Unis. Dans les années à venir, la demande énergétique dans les pays en voie de développement devrait augmenter considérablement et plus particulièrement en Extrême-Orient.

Afin de garantir ses besoins énergétiques, le Japon a opté pour un programme nucléaire national à grande échelle comprenant toutes les étapes du cycle du combustible, notamment le traitement du combustible usé et le recyclage des matières fissibles valorisables (uranium et plutonium).

Ressources naturelles et sécurité de l'approvisionnement

L'opération de recyclage dans les réacteurs à eau légère sous forme do combustible MOX participe ainsi à la préservation à long terme des réserves d'uranium (1g de plutonium ou 100g d'uranium génèrent autant d'électricité qu'une ou deux tonnes de pétrole).

De plus, le recyclage du plutonium sous forme de combustible MOX permet de réduire la consommation d'uranium naturel : chaque tonne de combustible MOX remplace une tonne de combustible d'U02. Cela équivaut à l'extraction d'environ sept tonnes d'uranium naturel ainsi que les services d'enrichissement correspondants. Le recyclage de l'uranium et du plutonium récupérés pendant l'opération de traitement permet de préserver 30 % des besoins en uranium naturel.

(retour) Impact sur la santé et sur l'environnement

Le recyclage est le mode de gestion optimum pour les combustibles usés en terme de réduction de volume et de toxicité des déchets. Par exemple, après deux cycles en réacteur, il résulte de la stratégie de recyclage un assemblage combustible MOX. contenant 20 kg de plutonium pouvant être de nouveau recyclé. En comparaison, il résulte de la stratégie opposée - qui consiste à considérer le combustible usé comme un déchet • 40 kg de plutonium dans 8 assemblages combustibles U02 usés et destinés à être stockés.

(rgtaur) Réacteurs en service

À la fin 1999. le Japon compte 51 réacteurs nucléaires en service. Le parc nucléaire japonais a généré environ 45 000 mégawatts en 1999. Près de 35 % de l'électricité générée au Japon est d'origine nucléaire,

(retour) Réacteurs en construction

Quatre réacteurs nucléaires commerciaux sont actuellement en construction au Japon. Lorsqu'ils entreront en opération, ces réacteurs produiront 4 663 mégawatts supplémentaires,

(retour) Réacteurs en projet

Enfin, deux réacteurs nucléaires sont en projet au Japon. Lorsqu'ils entreront en opération, ces réacteurs produiront 2 208 mégawatts supplémentaires,

(retour) Capacités futures de traitement-recyclage

La mise en service d'une usine de traitement de grande capacité, située à Rokkasho Mura au nord du Japon, est prévue pour mi-2005. La capacité de cette usine devrait atteindre 800 tonnes par an. Le Japon étudie également la construction d'une usine de fabrication de combustible MOX.

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Annexe 3 - Energie et environnement : l'énergie nucléaire et le recyclage

Gaz à effet de serre Gaz à effet de serre

Approvisionnement énergétique Les émissions de dioxyde de carbone et autres polluants issus des énergies fossiles suscitent des inquiétudes croissantes. Si l'origine et l'étendue du réchauffement global continuent de faire l'objet de débats, les pays industrialisés ont reconnu le

Autres aspects environnementaux caractère néfaste des émissions de dioxyde de carbone en signant la Convention-Cadre des Nations Unies sur les Changements Climatiques, en 1992. à Rio de

La situation japonaise : plus de Janeiro. La troisième Conférence des Parties à cette Convention s'est tenue en nucléaire pour moins de C02 décembre 1997 à Kyoto : cette Conférence s'est achevée par la signature, par les

pays de l'OCDE, de l'Europe de l'Est et de l'ex-Union Soviétique, d un Protocole qui fixe, pour la première fois, des objectifs de réduction (5,2 % en moyenne) des émissions de gaz à effet de serre pour la période 2008-2012. Pour les nations insulaires comme le Japon, les îles Caraïbes ou les îles du Pacifique Sud, le réchauffement de la planète est une question particulièrement préoccupante. Ce réchauffement, à l'origine de l'élévation du niveau des mers, menace, en effet, leurs conditions de vie. L'énergie nucléaire, qui ne produit pas de dioxyde de carbone, a donc un rôle crucial à jouer pour éviter de telles conséquences. Depuis 1970, le développement des centrales nucléaires a nettement ralenti les émissions de dioxyde de carbone. Cette réduction se chiffre chaque année à plus de 2 milliards de tonnes de C02 dans le monde, dont 800 millions en Europe.

(retour) Approvisionnement énergétique

Alors qu'il est impossible de recycler les combustibles fossiles après leur combustion, on peut préserver les réserves mondiales d'uranium, en traitant et en recyclant les combustibles nucléaires usés et en utilisant ainsi pleinement l'uranium et le plutonium récupérés. On sait qu'il y a suffisamment de réserves d'uranium pour au moins 100 ans et on estime que les réserves supplémentaires pourront étendre ce délai à 300 ou 400 ans. Par ailleurs, 1 gramme de plutonium ou 100 grammes d'uranium génèrent autant d'électricité qu'une tonne de pétrole. Le recyclage de ces matières permet donc une économie de plus de 20 millions de tonnes de pétrole chaque année.

(retour) Autres aspects environnementaux

Si l'on considère l'ensemble du cycle du combustible, le recyclage du plutonium et de l'uranium présente des avantages supplémentaires en terme de réduction de volume des déchets ultimes à stocker. Le volume des déchets issus du traitement et du recyclage est, en effet, nettement plus faible que celui résultant de la mise en œuvre d'une stratégie de stockage direct des combustibles usés. A l'usine UP3 de La Hague, par exemple, ce volume est d'ores et déjà deux fois plus faible que celui prévu pour un stockage direct. Le traitement et le recyclage associés constituent donc un exemple concret de développement durable.

(retour) La situation japonaise : plus de nucléaire pour moins de C02

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( re iour )

Annexe 4 - Présentation de BNFL / COGEMA / ORC

BNFL BNFL

BNFL fournit toute la gamme des services liés au cycle du combustible nucléaire sur les marchés COGEMA internationaux, notamment ceux liés à la fabrication de combustible, à la production d'électricité, à la

gestion du combustible usé. et au démantèlement des installations nucléaires.

En à peine 2 ans, BNFL s'est développée au niveau international grâce à l'acquisition de Westinghouse et ABB. BNFL dispose d'implantations dans 5 pays et emploie plus de 23 000 personnes.

Un aperçu des résultats financiers des cinq dernières années est présenté dans le tableau ci-dessous. Résultats financiers de BNFL (M£)

ORC

Contacts

ANNEE CHIFFRE D'AFFAIRES RESULTATS de l'exercice

1999/00 |[_ 2064 (261)

1998/99 1 565 132

1997/98 1 341 122

1996/97 1 262 124 |

1995-96 [_ 1 549 (88)

Le combustible nucléaire usé est traité sur le site de Sellafield depuis 1952. Les usines actuelles de traitement du combustible usé ont commencé à fonctionner en 1964 et l'usine la plus récente, Thorp, a démarré en 1994. Thorp représente un investissement de 2,85 milliards de £ avec les installations auxiliaires, et devrait fonctionner pendant au moins 25 ans.

29 compagnies d'électricité de neuf pays ont des contrats de retraitement avec Thorp, représentant plusieurs milliards de £ de recettes d'exportation.

Filiale de BNFL. BNFL Inc. opère sur le marché d'Amérique du Nord et dispose de plusieurs bureaux aux USA. Elle possède un carnet de commandes d'une valeur de 2,5 milliards de S. En 1998, BNFL, en partenariat avec Morrison Knudsen. a conclu un accord avec CBS Corporation pour l'acquisition de toutes les activités nucléaires de Westinghouse. BNFL possède également des bureaux en France, en Allemagne, en Belgique, au Japon, en Corée du Sud et en Chine.

BNFL est une des premières entreprises industrielles britanniques et emploie plus de 23 000 personnes. BNFL reconnaît la nécessité d'avoir une main-d'œuvre qualifiée et hautement motivée et souligne que la compétitivité renforcée de l'entreprise repose sur la compétence et l'expérience de son personnel. BNFL applique une politique de développement et de formation de son personnel.

Les principales législations régissant la sûreté des opérations de BNFL sont la loi de 1874 sur l'Hygiène et la Sécurité au travail et la loi de 1965. modifiée, sur les Installations Nucléaires. Des exigences spécifiques sur la radioprotection des employés et du public sont introduites dans le Règlement de 1985 sur les Rayonnements Ionisants adopté en application de la Loi sur l'Hygiène et la Sécurité au travail. BNFL est tenue de faire fonctionner ses installations conformément aux licences d'exploitation délivrées par le Comité d'Hygiène et de Sécurité (HSE) en vertu de la Loi sur les Installations Nucléaires, et contrôlées par l'Inspection des Installations Nucléaires (Nil).

(retour) COGEMA

Le Groupe COGEMA offre, sur les marchés français et internationaux, la gamme complète des services liés au cycle du combustible nucléaire, depuis l'extraction et la conversion de l'uranium jusqu'au traitement-recyclage des combustibles usés, en passant par l'enrichissement et la fabrication du combustible. Avec plus de 16 100 tonnes de combustible pour Réacteur à Eau Légère traitées à la fin 2000, COGEMA est le plus grand opérateur mondial dans le domaine des services de traitement de co type de combustible. COGEMA développe également, sur le plan international, des activités d'ingénierie et de services à l'industne et assure des activités de transport de matières nucléaires.

Les activités de COGEMA contribuent à optimiser l'utilisation des ressources énergétiques et à réduire le volume et la toxicité des déchets ultimes, en accord avec les objectifs définis lors du "Sommet de la Terre" de 1992. sur le développement durable. Ces activités contribuent également à la diminution de l'effet de serre et du réchauffement de la planète conformément aux objectifs définis à la Conférence Internationale sur le Climat, tenue à Kyoto en 1997.

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Le chiffre d'affaires du Groupe COGEMA s'établissait, en 1999, à 33 154 millions de Francs dont 41.2 % (13 600 millions FF) réalisés à l'étranger. Un aperçu des résultats financiers consolidés des cinq dernières années est présenté dans le tableau suivant. Résultats financiers du Groupe COGEMA (millions de FF)

ANNEE CHIFFRE D'AFFAIRES RESULTATS de l'exercice après impôts

1999 33 154 1 004

1998 31 437 1 178

1997 32 657 1 042

1996 34 427 977

1995 30 611 973

Mise en service au milieu des années 1950, Marcoule. première usine de traitement exploitée en France, a cessé son activité en septembre 1997. Les installations de COGEMA-La Hague, en exploitation depuis 1966, assurent le traitement du combustible usé des compagnies d'électricité françaises et étrangères clientes du Groupe. COGEMA-La Hague a une capacité nominale de 1 600 tonnes par an.

Le plutonium récupéré lors du traitement des combustibles usés est recyclé pour produire un nouveau combustible appelé MOX (Mixed uranium and plutonium OXide), qui est un mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium.

Les capacités de fourniture de MOX du Groupe COGEMA sont de 180 tML (tonnes de Métal Lourd) par an (deux usines fonctionnent actuellement en France - Cadarache et MELOX - et une usine est exploitée en Belgique, à Dessel, par BELGONUCLEAIRE). La production cumulée de combustibles MOX est de 1 700 assemblages combustibles. Mise en service en 1995, MELOX avait atteint en 1997, après deux années d'exploitation, sa capacité nominale de 100 tML par an. MELOX était initialement consacrée à la fabrication de combustibles MOX standardisés pour Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Depuis 1999, MELOX dispose également d'équipements multi-design, permettant en particulier la fabrication d'assemblages combustibles destinés aux réacteurs à eau bouillante (REB) japonais.

Le Département de l'Energie américain (DOE) a choisi, le 22 mars 1999, le groupement industriel DUKE-COGEMA-STONE & WEBSTER (DCS) pour intervenir dans le cadre de sa mission de gestion des excédents stratégiques de plutonium militaire. Ce contrat concerne la conception d'une usine de fabrication de combustibles MOX aux Etats-Unis et la qualification de ce combustible permettant l'utilisation du plutonium dans quatre réacteurs nucléaires civils américains préalablement adaptés. DCS a également été retenu pour fournir une prestation globale incluant la construction, la mise en service et l'exploitation de cene usine.

COGEMA exploite une quinzaine de sites en France, dont les usines de traitement de combustibles usés de La Hague et l'usine MELOX de fabrication de combustible MOX qui constituent les deux plus grandes unités de ce type en exploitation. Les principales filiales et participations de COGEMA sont implantées aux USA. en Allemagne, en Belgique, en Espagne, en Ukraine, au Japon, en République de Corée, en Chine et à Taïwan. Le Groupe dispose également d'exploitations minières en Amérique du Nord, en Afrique, en Australie et en France.

COGEMA est l'un des grands groupes industriels français. Elle emploie plus de 19 600 personnes hautement qualifiées et formées.

Le Décret du 11 décembre 1963 relatif aux Installations Nucléaires de Base (INB) régit les activités industrielles de COGEMA. L'application de ce texte et de la réglementation subséquente est supervisée par la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN). Le Décret du 20 juin 1966 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants, modifié par le Décret du 18 avril 1988, pose les principes de base en matière de radioprotection.

(retour) ORC

Overseas Reprocessing Committee (ORC) a été fondé en octobre 1977 par 10 compagnies japonaises d'électricité. Son principal objectif est de soutenir et de coordonner la mise en œuvre des contrats de retraitement entre ces dix compagnies d'électricité. BNFL et COGEMA. en particulier pour le transport de matières radioactives.

• Chacune des 10 compagnies d'électricité est chargée d'alimenter une zone géographique et est responsable, dans ce secteur, de toutes les opérations depuis la production d'électricité jusqu'à la distribution finale. Les compagnies sont indépendantes, et adaptent leurs activités en fonction de la demande et des spécificités des régions qu'elles desservent.

• En décembre 1999,51 réacteurs nucléaires commerciaux produisaient dans le pays 44 917 MW. soit plus de 35 % de la production totale d'électricité. Données (exercice fiscal clos en mars 1999)

• Capacité totale de production des compagnies membres de FEPC6 :191 527 MW (toutes énergies confondues)

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• Capital : 2 599 milliards de yen

• Recettes des ventes d'énergie : 14 491 milliards de yen

• Nombre d'employés : 149 754 personnes

Responsabilités d'ORC

1) Représentation des compagnies japonaises d'électricité dans le cadre des contrats de services de traitement avec BNFL et COGEMA

• Examen des programmes d'activité relatifs aux projets de retraitement,

• Relations avec les Autorités compétentes en matière de spécifications des déchets à réimporter au Japon.

2) Représentation des compagnies japonaises d'électricité dans le cadre des contrats de transport avec BNFL et COGEMA (combustible nucléaire usé, résidus vitrifiés)

• Examen des plans de transport et coordination du programme de transport,

• Mise au point de propositions pour l'obtention de moyens de transport (navires et emballages de transport) et coordination entre les compagnies concernées.

3) Activités de communication et de gestion du transport de combustible nucléaire usé, de résidus vitrifiés et de combustibles MOX

• Coordination des procédures pour les transports de matières nucléaires, communication avec la population des pays situés le long des routes maritimes et préparation des supports d'information.

4) Autres

• Constitution des dossiers de licence et d'autorisation soumis aux Autorités compétentes, dans le cadre des contrats de retraitement et de transport,

• Activités de conseil dans le domaine des réglementations internationales s'appliquant aux activités de retraitement et de transport,

• Revue technique et documentaire dans les domaines du transport, du retraitement et des déchets.

Notes

FEPC a été fondée en 1952 par les principales compagnies d'électricité japonaises pour promouvoir un développement harmonisé et efficace de l'industrie électrique japonaise.

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Compagnie Générale des Matières Nucléaires 2, rue Paul Dautier BP 4 78141 Vélizy cedex, France wwY/.ccgemalahague.fr

Overseas Reprocessing Committee 11F Hibiya-Daibiru Building 2-2 Uchisaiwai-cho 1-chôme Chiyoda-ku Tokyo 100-0011, Japan

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