Wortlaut

1. L'essai de mécanique de rupture visant à tester la résilience de l'acier de la cuve du réacteur de Beznau 1 au moyen de la méthode classique 1 ayant révélé un dépassement de la valeur limite de résilience, l'IFSN a recouru aux méthodes 2A et 2B, qui, elles, ont mis en évidence des températures qui respectent la valeur limite (Ökoinstitut Darmstadt August 2017 für Baden-Württemberg, S. 98 ff, zitiert ENSI 2011 und Axpo 2011). Comment le Conseil fédéral apprécie-t-il ces résultats ainsi que le choix de recourir à d'autres méthodes ?

2. L'IFSN et l'EMPA ont indiqué dans des rapports antérieurs qu'il était pratiquement impossible de mesurer l'impact de la corrosion sur l'enceinte de confinement, en particulier dans la partie encastrée dans le béton. Les mesures (et non les estimations) exigées par l'IFSN pour établir l'importance et l'étendue de ces dommages ont-elles été effectuées entre-temps et le Conseil fédéral en connaît-il les résultats ?

3. En février 2021, les réacteurs 1 et 2 de la centrale de Beznau n'avaient pas encore fait l'objet d'un " justificatif de sécurité déterministe " portant sur les séismes susceptibles de provoquer des défaillances de catégorie 2, pour lesquelles la dose de rayonnement admissible est de 1 mSv (millisievert). Le Conseil fédéral souscrit-il à l'affirmation selon laquelle ces réacteurs doivent être mis hors service immédiatement si le respect de la valeur limite de 1 mSv ne peut être démontré ?

4. L'ordonnance du DETEC (RS 732.114.5) prévoit qu'un réacteur doit immédiatement être mis hors service si sa sécurité n'est pas démontrée. Or dans les faits, l'IFSN considère qu'un réacteur est sûr tant que sa dangerosité n'a pas été établie. Selon quel principe la population doit-elle être protégée : selon le libellé de l'ordonnance ou selon la pratique de l'IFSN ?

Begründung

L'ancienneté de la centrale de Beznau et les défauts de son réacteur sont sources d'inquiétude. Ainsi, se fondant sur une expertise de sécurité, le Bade-Wurtemberg a également exigé qu'elle soit mise à l'arrêt rapidement. Après 52 ans d'exploitation, des questions de sécurité se posent. Selon l'art. 4 de l'ordonnance du DETEC, la température de référence de la cuve du réacteur doit être inférieure à 93°C. L'essai destructif de mécanique de rupture appliqué selon la méthode 1 à des échantillons provenant du réacteur a révélé une température de 104°C. L'IFSN a ensuite recouru à d'autres méthodes, qui ont indiqué des températures de 89°C (méthode 2A) et de 70°C (méthode 2B), lui permettant d'attribuer au réacteur 1 une durée d'exploitation de 60 ans (Ökoinstitut, cf. supra). En ce qui concerne l'impact de la corrosion sur l'enceinte de confinement, l'EMPA a retenu dans un rapport demandé par l'IFSN qu'au vu de la teneur de l'eau en acide borique, les dommages devaient être substantiels, mais qu'il était très difficile de les mesurer (EMPA 2011, Étude de faisabilité de mesures non destructrices sur l'enveloppe de pression en acier de l'enceinte de confinement primaire). L'IFSN a ensuite signalé par écrit que le problème devait être étudié plus avant, sans quoi il ne serait pas possible d'établir un justificatif de sécurité. Pour ce qui est de la sécurité en cas de séisme, le Tribunal fédéral a retenu dans son arrêt 2C_206/2019 du 25 mars 2021 que l'IFSN aurait dû exiger un justificatif de sécurité déterministe pour les séismes susceptibles de provoquer des défaillances de catégorie 2.

Ce point est d'autant plus important que les évaluations précédentes portant sur un séisme présentant une probabilité annuelle de 1 sur 10 000 ont révélé des doses de rayonnement de 78 mSv et 57,8 mSv. Il est donc physiquement peu vraisemblable qu'un séisme ayant une probabilité annuelle de 1 sur 5 000 ou sur 1 000 puisse respecter le rayonnement de 1 mSv, valeur limite fixée pour les tremblements de terre susceptibles de provoquer des défaillances de catégorie 2. Dans les trois domaines critiqués, le maintien de l'autorisation d'exploiter n'est possible que grâce à un renversement du fardeau de la preuve, contraire à la loi et à l'ordonnance sur la mise hors service des centrales nucléaires, celle-ci exigeant qu'une centrale nucléaire soit immédiatement mise hors service si sa sécurité ne peut pas être démontrée.

Stellungnahme des Bundesrates

Au préalable, il convient de rappeler que l'Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) veille à ce que les détenteurs d'autorisation assument leurs obligations conformément à la législation régissant l'énergie nucléaire. Nul ne peut donner d'instructions techniques à l'IFSN, qui est une autorité de surveillance indépendante des autorités compétentes en matière d'autorisation. L'IFSN ordonne toutes les mesures nécessaires et conformes au principe de proportionnalité qui permettent de maintenir la sécurité nucléaire. Par conséquent, le Conseil fédéral, qui n'a pas la compétence pour des mesures de ce type, ne se prononce pas sur les décisions de l'IFSN.

Question 1 :

Les exigences relatives à la sécurité en matière de rupture de matériaux pour la cuve de pression du réacteur sont réglées dans la directive ENSI-B01. Selon l'annexe 5, tant la méthode classique (méthode 1) que la procédure plus récente sur la base du concept de Master Curve (méthode 2-A ou 2-B) sont autorisées pour déterminer la température de référence évoquée à la question 1.

Question 2 :

Entre-temps, une série de mesures ainsi que des examens et des analyses supplémentaires ont pu être effectués, de sorte que des indications sont désormais disponibles sur l'importance et l'étendue du phénomène de corrosion et sur l'état du béton. Les analyses ont, entre autres, inclus des forages destinés à l'inspection de la surface extérieure et intérieure de l'enveloppe de pression en acier. La profondeur de corrosion maximale qui a été déterminée sur la surface extérieure de l'enveloppe de pression en acier était de 5,2 millimètres, et de 4 millimètres sur la surface intérieure. Selon les explications de l'IFSN, l'épaisseur restante de la paroi est nettement supérieure à l'épaisseur théorique minimale utilisée pour la pression de calcul de l'enveloppe de pression en acier.

Questions 3 et 4 :

L'IFSN a exigé, en 2016, que les exploitants de toutes les centrales nucléaires suisses fournissent, par étapes, un justificatif de sécurité pour un séisme présentant une probabilité annuelle de 1 sur 1000 (défaillance de catégorie 2) et pour un séisme présentant une probabilité annuelle de 1 sur 10 000 (défaillance de catégorie 3), sur la base des nouvelles hypothèses de risque établies à ce moment-là. Elle leur a également demandé d'actualiser les analyses de sécurité probabilistes en conséquence. Les justificatifs de sécurité sismique exigés par l'IFSN en 2016 sont d'une exhaustivité et d'une complexité exceptionnelles. La vérification des justificatifs pour les séismes présentant une probabilité annuelle de 1 sur 10 000 (appelés "justificatifs Fukushima") s'est achevée en février 2021 et l'IFSN a confirmé que toutes les centrales nucléaires suisses respectaient la valeur de dose maximale autorisée de 100 millisieverts (mSv). L'exploitant de la centrale nucléaire de Beznau a déjà remis une partie des documents pour le justificatif de sécurité relatif au séisme présentant une probabilité annuelle de 1 sur 1000. Le délai pour la remise du dossier complet est fixé à septembre 2021.

Aux termes de l'art. 44, al. 1, de l'ordonnance du 10 décembre 2004 sur l'énergie nucléaire (OENu ; RS 732.11), le détenteur d'une autorisation d'exploiter doit immédiatement mettre la centrale nucléaire provisoirement hors service et procéder à son rééquipement lorsqu'il ressort des analyses des défaillances que le refroidissement du coeur du réacteur après une défaillance visée à l'art. 8, al. 2 et 3, n'est plus assuré et que, par conséquent, la dose émise est supérieure à 100 mSv.

Selon le droit en vigueur, le fait que la dose dépasse la valeur de 1 mSv n'est en revanche pas un critère de mise hors service. Une mise hors service provisoire immédiate en cas de doses de rayonnement aussi basses, se situant dans l'ordre de grandeur du rayonnement naturel annuel (moyen), ne serait techniquement pas appropriée et, du point de vue juridique, ne répondrait guère au principe de proportionnalité. Si le justificatif de sécurité pour un séisme présentant une probabilité annuelle de 1 sur 1000 ne pouvait lui être délivré, l'exploitant ne serait donc pas contraint de mettre immédiatement la centrale nucléaire provisoirement hors service, mais devrait procéder à son rééquipement dans un délai raisonnable, de manière à obtenir ledit justificatif.

Réponse du Conseil fédéral.