L’AIEA publie le rapport de la mission d‘examen tenue auprès de l’IFSN

L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a établi le rapport final de la commission d’examen IRRS (Integrated Regulatory Review Service). Le rapport contient dix-neuf bonnes pratiques, douze recommandations et dix-huit suggestions. L’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) traitera désormais les propositions d’amélioration dans le cadre d’un plan de mesures.

« La surveillance suisse est indépendante. Elle remplit sa tâche de façon exemplaire et satisfait complètement aux exigences internationales », résume en ces termes le résultat de l’examen Jean-Christophe Niel, chef d’équipe de la mission IRRS et directeur général de l’Autorité de sûreté nucléaire française. En novembre 2011, la mission de l’AIEA a passé l’IFSN en revue de façon critique durant deux semaines.

Le directeur de l’IFSN, Hans Wanner, prend connaissance des résultats avec satisfaction. Il constate que « le rapport de la mission IRRS nous conforte dans notre travail. Mais pour nous, les recommandations sont aussi importantes. Elles nous montrent en effet où nous pouvons encore nous améliorer en Suisse. L’application de ces recommandations fait partie intégrante de notre culture de sécurité. Nous allons désormais les traiter en collaboration avec d’autres autorités concernées en Suisse dans le cadre d’un plan de mesures », explique Hans Wanner. « Notre but est de pouvoir présenter des résultats d’ici à la mission de suivi, dans environ trois ans. »

 

Plus de compétences pour l’IFSN

Pour les vingt-quatre experts issus de quatorze pays, les conditions cadres mises en place par l’Etat, et avec lesquelles l’IFSN agit, nécessitent une amélioration. Il est ainsi recommandé à la Suisse d’opérer une adaptation de la loi. Cette adaptation devrait permettre à l’IFSN d’obtenir la compétence de définir elle-même et de façon contraignante les conditions pour les autorisations.

D’après le rapport final, la Suisse devrait veiller à ce que « les autorités, commissions et comités compétents s’occupant de questions de sécurité nucléaires, comme la Commission fédérale de sécurité nucléaire par exemple, fournissent leurs recommandations et conseils directement à l’IFSN avant qu’elle ne prenne une décision finale. » D’autres recommandations concernent entre autres la réglementation en vigueur en Suisse et la sécurité au travail conventionnelle dans les installations nucléaires.

 

L’AIEA contredit les reproches de Markus Kühni

Dans le cadre de leur examen, les experts internationaux de la mission IRRS ont aussi passé en revue l’analyse déterministe de sécurité. Dans le rapport final, ils retiennent que l’entier du processus pour la détermination des critères de mise hors service correspond à la pratique internationale. Il satisfait également aux exigences de l’AIEA. Par-là, la mission IRRS soutient l’argumentation de l’IFSN et contredit les reproches de l’activiste environnemental Markus Kühni de l’été 2011 en rapport avec la centrale nucléaire de Mühleberg.

6.2.3. SAFETY ANALYSIS

Deterministic safety analysis

In Switzerland the DBA is a step-wise process. The first step is to define a list of design basis accidents (based on an established list and experience and events occurring worldwide). The second step is to categorize these accidents, based on the frequency of DBA. The categories are specified in RPO §94. The third step is the performance of Deterministic Safety Analysis (DSA). The results are compared with technical criteria given in DETEC Hazard Assumption Ordinance 732.112.2 and shutdown criteria given in DETEC Shutdown criteria Ordinance 732.114.5. The fourth step is offsite dose consequences analysis according to ENSI-G08 and G14. The calculated offsite dose is compared with the dose limits given in RPO 814.501.1 §94.

The whole process performed by ENSI is in conformance with international practice and is in accordance with IAEA NS-R-1, SS2-G and NS-G-1.2. The categorization assigned to accidents based on frequency and application of single failure criterion in the safety analysis in Switzerland is not a common international practice, however, it is concluded that it does fulfil the relevant requirements and guidance of IAEA. It should be noted that the dose limit of 1 mSv in the accident category 2 (frequency between 10-2 and 10-4 per year) is low compared to international standards.

For the operator actions and the use of mobile equipment in DBA, IAEA NS-R-1, para. 5.28 states that in cases “where prompt action is not necessary, manual initiation of systems or other operator actions may be permitted, provided that the need for the action be revealed in sufficient time and that adequate procedures (such as administrative, operational and emergency procedures) be defined to ensure the reliability of such actions”. This recommendation is appropriately implemented into ENSI Guideline A01 Art. 4.4.4.

Different options for performing deterministic safety analysis are suggested by the IAEA No. SSG-2. ENSI guideline allows to use of best estimate codes with conservative initial and boundary conditions and conservative input data and assumptions in the safety analysis with sensitivity studies including LOCA (loss of coolant accident) calculation. In general, IAEA recommends use of a best estimate code with realistic initial and boundary conditions.