Help Print this page 
Title and reference
Rapport de la Commission au Parlement européen et au Conseil - Fonctionnement du contrôle de sécurité d'Euratom en 2002

/* COM/2003/0764 final */
Languages and formats available
Multilingual display
Text

52003DC0764

Rapport de la Commission au Parlement européen et au Conseil - Fonctionnement du contrôle de sécurité d'Euratom en 2002 /* COM/2003/0764 final */


RAPPORT DE LA COMMISSION AU PARLEMENT EUROPÉEN ET AU CONSEIL - Fonctionnement du contrôle de sécurité d'Euratom en 2002

1. RESUME

2002 a été une année charnière pour le contrôle de sécurité d'Euratom. En 2001, la Commission a nommé un groupe d'experts à haut niveau (GEHN) afin d'examiner la mission et les moyens de l'ancien Office du contrôle de sécurité d'Euratom. Sur la base du rapport final de ce groupe, la Commission a adopté un nouvel énoncé de mission pour l'ancien Office et a ordonné son intégration totale au sein de la DG Énergie et Transports. Deux nouvelles directions ont été créées à cette fin le 26 juin 2002: la Direction H (Sûreté et sécurité nucléaires) et la Direction I (Inspection nucléaire).

L'adoption du nouvel énoncé de mission entraînera des changements sensibles en ce qui concerne les approches suivies pour l'exécution du contrôle des garanties d'Euratom. Des structures ont donc été créées afin d'élaborer de nouveaux concepts et des orientations pour avancer dans l'introduction des nouvelles approches. En interne, des groupes de travail comprenant du personnel expérimenté des directions H et I ont été mis sur pied. À l'extérieur a été établi un groupe consultatif d'experts de haut niveau issus des milieux du Contrôle de Sécurité: le SAGES.

En mars 2002, la Commission a adopté un projet de nouveau règlement relatif à l'application du contrôle de sécurité d'Euratom et l'a soumis au Conseil pour approbation. Le nouveau règlement est destiné à actualiser le règlement (Euratom) n° 3227/76 actuellement en vigueur pour tenir compte des évolutions juridiques et techniques, et notamment du protocole additionnel aux accords de garanties conclus entre les États membres (de la Communauté européenne), la Communauté et l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA), des techniques modernes de transmission de données et d'une politique de garanties cohérente à l'égard des déchets. Les discussions avec le Conseil ont raisonnablement bien progressé et on espère l'entrée en vigueur du nouveau règlement à la fin de 2003.

À la fin de 2002, les protocoles additionnels aux accords de garantie entre les États membres de la Communauté, la Communauté et l'AIEA ont été ratifiés par 11 des 15 États membres. Entretemps, des exercices ont été organisés en coopération avec l'AIEA et certains États membres afin d'étudier les aspects pratiques de la mise en oeuvre et de mettre au point les procédures nécessaires à cet effet. Une base de données dont le but est d'assurer le suivi des protocoles additionnels lorsqu'ils seront en vigueur est en cours de développement.

Afin de renforcer la transparence un séminaire, auquel participaient 110 représentants d'États membres et d'installations nucléaires a été organisé; ils ont été informés sur la mise en oeuvre du nouveau règlement et des protocoles additionnels, ainsi que sur les nouvelles missions du Contrôle de sécurité d'Euratom. Dans un même esprit de transparence accrue, toutes les grandes installations nucléaires de l'Union européenne ont été invitées à remplir un questionnaire concernant leur perception de l'image et de la qualité du Contrôle de sécurité d'Euratom. Les réponses généralement positives sont considérées comme encourageantes.

L'élargissement ne devrait pas poser de difficultés pratiques majeures. Le projet visant à élaborer des outils (matériel et logiciel) pour la déclaration des matières nucléaires des pays de l'élargissement est entré dans sa phase finale fin 2002.

À la fin de 2002, la quantité totale de plutonium placé sous le contrôle de sécurité d'Euratom était de 569 tonnes, soit une augmentation de 11 tonnes par rapport à la fin 2001. De même, la quantité totale d'uranium sous le contrôle de sécurité d'Euratom a augmenté pour atteindre 318 710 tonnes. En dépit de l'augmentation des quantités de matières sous contrôle, un travail rigoureux de rationalisation et d'établissement de priorités dans les activités d'inspection a permis de réduire celles-ci de 5 % (en jours d'inspection) par rapport à 2001.

Les rapports établis par les exploitants d'installations concernant les flux et les stocks de matières nucléaires en application du règlement (Euratom) n° 3227/76 ont été traités et vérifiés. Au total, cela représentait plus d'un million de lignes de données, dont la plupart était sous forme électronique. Les exploitants concernés ont corrigé de manière satisfaisante toutes les erreurs et incohérences détectées. Le Contrôle de sécurité d'Euratom a à son tour transmis à l'AIEA les rapports comptables qu'il est tenu de lui fournir en application des obligations de la Communauté au titre de ses accords de garanties avec l'AIEA. Tous les rapports ont été fournis à temps et dans le format correct.

Les activités d'inspection menées en 2002 ont permis de détecter un certain nombre d'anomalies et d'incohérences. Les enquêtes qui ont suivi ont cependant abouti à la conclusion qu'aucun détournement de matières nucléaires n'avait eu lieu. De même, l'analyse des données réalisée au siège n'a apporté aucun indice relatif à un éventuel détournement de matières nucléaires. Le rapport de mise en oeuvre des garanties de l'AIEA pour 2002 a conclu qu'il n'existait aucun indice de détournement de matières nucléaires ou d'utilisation incorrecte d'installations ou d'équipements soumis aux garanties de l'AIEA.

2. BASE JURIDIQUE DU CONTROLE DE SECURITE D'EURATOM

Le Contrôle de sécurité d'Euratom a pour tâche d'assurer, dans l'Union européenne, que les matières nucléaires ne sont pas détournées de l'usage pour lequel elles étaient destinées et que les obligations de contrôle de la Communauté résultant d'un accord avec un pays tiers ou une organisation internationale sont respectées. Le chapitre VII du traité instituant la Communauté européenne de l'énergie atomique, communément appelé traité Euratom, et le règlement d'application (Euratom) n° 3227/76 et ses modifications ultérieures constituent la base juridique du contrôle de sécurité d'Euratom [1].

[1] POUR PLUS DE PRECISIONS, CONSULTER LES CHAPITRES 2 ET 3 DU RAPPORT ANNUEL 1999-2000 (COM(2001) 436 FINAL).

3. MISSION ET FONCTIONNEMENT DU CONTROLE DE SECURITE D'EURATOM

3.1. Rapport du Groupe d'experts à haut niveau et niveau de mise en oeuvre

Afin d'examiner les activités du désormais ex-Office du Contrôle de Sécurité d'Euratom (OCSE), la Commission a chargé, en juin 2001, un Groupe d'experts à haut niveau (GEHN) [2] de préparer un rapport sur cette question. Le rapport a été achevé au début de 2002 et soumis à Mme de Palacio, vice-présidente de la Commission, Commissaire européen responsable de l'énergie et des transports, en février 2002. Les conclusions du GEHN et ses recommandations ont contribué à la décision prise par la Commission le 26 juin 2002 [3] de réorganiser les services «énergie nucléaire» de la DG Énergie et Transports et d'adopter un nouvel énoncé de mission pour le Contrôle de sécurité d'Euratom.

[2] Ce groupe se composait de MM. Christopherson, Eliat et Pellaud.

[3] Procès-verbal de la 1773e réunion de la Commission, PV(2002) 1573 final.

Dans sa décision du 26 juin 2002, la Commission a pris acte des conclusions du rapport du GEHN, a adopté l'énoncé de mission tel qu'il figurait dans ce rapport et a approuvé la création d'un Groupe consultatif scientifique sur le contrôle de sécurité d'Euratom (SAGES [4]) chargé de conseiller la Commission sur la mise en oeuvre du nouvel énoncé de mission, redéfinissant notamment l'approche générique du contrôle.

[4] Le groupe SAGES est composé de MM. Pellaud, Loos et Schenkel.

La décision de la Commission du 26 juin 2002 mettait déjà en oeuvre les premières mesures concernant l'évaluation et la mise en oeuvre des recommandations du GEHN, à savoir la réintégration de l'OCSE dans la DG Énergie et Transports, l'adoption du nouvel énoncé de mission et la création du groupe SAGES. En ce qui concerne les autres recommandations formulées, du temps sera de toute évidence nécessaire à leur évaluation et, le cas échéant, à leur mise en oeuvre dans la mesure nécessaire.

Plusieurs groupes de travail internes ont été créés pour procéder à une analyse détaillée des exigences et des caractéristiques générales des nouvelles approches du contrôle pour tous les types d'installations nucléaires. Un réexamen des modalités de coopération de la Commission avec les exploitants d'installations nucléaires et avec l'AIEA ne pourra débuter que lorsqu'un plan général aura été préparé en interne.

3.2. Réorganisation et nouvel énoncé de mission

3.2.1. Réorganisation

Compte tenu de la nature fragmentée des services qui s'occupent des questions liées à l'énergie nucléaire, la Commission a entrepris en 1999 de regrouper et de rationaliser ses activités dans le domaine nucléaire. C'est dans cette perspective que la réorganisation décidée le 26 juin 2002 a conduit à la création de deux nouvelles directions au sein de la DG Énergie et Transports, la direction H [5] qui s'occupe de la sûreté et de la sécurité nucléaire, et la direction I chargée de l'inspection nucléaire.

[5] À titre de mesure supplémentaire, une unité chargée des questions de radioprotection a été intégrée à la Direction H le 16 février 2003.

3.2.2. Nouvel énoncé de mission

Le nouvel énoncé de mission, adopté par la même décision de la Commission du 26 juin 2002, fixe les orientations fondamentales des activités de la Commission dans le domaine de l'inspection nucléaire. Il souligne la nécessité de réorienter la pratique existante, qui repose de façon quasi exclusive sur l'exécution d'activités de vérification indépendante, vers une situation où la qualité et les performances des systèmes de mesure et de contrôle de l'exploitant d'une installation nucléaire seront pris en considération dans la formulation d'un jugement sur les efforts de contrôle qui devraient être déployés dans cette installation. Par ailleurs, l'énoncé de mission demande une redéfinition des modalités de coopération avec l'AIEA, afin d'éviter toute répétition inutile des efforts et d'obtenir des gains d'efficacité.

3.3. Préparation du nouveau règlement

3.3.1. État de la question - Discussion au Conseil

Comme indiqué dans le rapport de l'an dernier, la Commission a approuvé le projet de nouveau règlement relatif à l'application du contrôle de sécurité d'Euratom le 22 mars 2002 sous le numéro COM(2002) 99. Celui-ci a été transmis au Conseil pour approbation à la même date. Les discussions au Conseil ont permis de recenser les questions litigieuses suivantes, sur lesquelles des solutions de compromis ont été recherchées:

* La sécurité et la confidentialité des données fournies par les exploitants à la Commission.

* L'ampleur des informations relatives aux matières nucléaires dans les dossiers tenus par les exploitants.

* L'ampleur et le détail des déclarations à fournir concernant les matières nucléaires dans les déchets.

* La durée de la période de transition accordée aux exploitants pour adapter leurs systèmes comptables au nouveau format de déclaration.

* Le mécanisme de dispense pour les utilisateurs non nucléaires de matières nucléaires sous forme de produits finis.

L'état d'avancement des discussions au Conseil permet d'être optimiste quant à l'approbation du nouveau règlement par le Conseil, avant l'entrée en vigueur des protocoles additionnels et avant l'élargissement de l'Union européenne.

3.3.2. Séminaire destiné aux parties intéressées

À la demande de la présidence danoise, la Commission a organisé un séminaire d'information centré sur deux thèmes:

* Questions techniques et calendrier de mise en oeuvre du nouveau règlement Euratom COM(2002)99, et préparation de la Commission à la mise en oeuvre des protocoles additionnels.

* Nouvelles missions du Contrôle de sécurité d'Euratom suite au rapport du GEHN, et développement des nouvelles approches du contrôle de sécurité.

Ce séminaire a eu lieu à Luxembourg les 12 et 13 décembre 2002. Il a réuni 110 participants représentant des installations nucléaires et des autorités nationales des États membres de l'UE.

Une partie importante du séminaire a consisté en sessions pratiques au cours desquelles les participants ont pu essayer le logiciel en cours de développement par la Commission, lequel permet la déclaration, au titre du nouveau règlement, des données comptables et des données prévues par les protocoles additionnels.

Lors de la séance de clôture du séminaire, il a été signalé que la Commission prêterait toute l'assistance possible aux exploitants pour faciliter la mise en oeuvre du nouveau règlement. Il a aussi été indiqué que la perception qu'ont les exploitants des activités Euratom sera prise en compte lorsqu'on envisagera une réorientation des méthodes et approches de contrôle de sécurité dans les installations nucléaires. Il a enfin été déclaré que la réflexion allait se poursuivre à propos des approches d'assurance qualité comprenant un audit du système comptable de l'exploitant ainsi qu'une analyse des risques pour éviter des inspections superflues.

4. ACTIVITES DE VERIFICATION D'EURATOM

4.1. Comptabilité des matières nucléaires

L'espace de l'Union européenne abrite tout l'éventail des activités liées au cycle du combustible nucléaire, qui ne sont toutefois pas réparties de façon égale entre les États membres. Les stocks de matières nucléaires dans les installations soumises au contrôle sont en augmentation constante. À titre d'exemple, les stocks de plutonium sont passés de 203 tonnes en 1990 à environ 569 tonnes fin 2002. Les stocks de plutonium présentent un intérêt particulier pour le contrôle de sécurité, en raison de leur nature sensible. Sur la même période, le total des stocks d'uranium dans l'Union européenne est passé de 200 400 tonnes à environ 319 000 tonnes fin 2002 (voir tableau n° 1).

Les exploitants d'installations nucléaires notifient l'ensemble des mouvements et des stocks de matières nucléaires à l'OCSE. Ces rapports ont représenté environ 1 million de lignes comptables pour l'année et ont été dans leur grande majorité communiqués sous forme électronique. La cohérence interne et externe de l'ensemble de ces données et leur conformité aux dispositions des accords Euratom avec des pays tiers ont été vérifiées.

Toutes les erreurs d'écriture et incohérences apparues en 2002 ont été corrigées après consultation des exploitants concernés.

Les rapports comptables ont été transmis à l'AIEA en application des engagements pris par l'Union européenne dans le cadre de ses accords de garanties avec l'AIEA. Sur la période couverte dans le présent document, la qualité des rapports et leur communication dans les délais ont satisfait aux exigences de l'AIEA.

4.2. Activités d'inspection et résultats

En 2002, les activités d'inspection menées par les inspecteurs du contrôle de sécurité d'Euratom ont représenté 7 288 jours-personnes, soit une réduction d'environ 5 % par rapport à l'année 2001.

Cette évolution résulte principalement de la rationalisation et de l'établissement de priorités dans les activités d'inspection, comme expliqué ci-dessous. Ces économies ont permis de libérer des ressources pour inspecter les nouvelles installations devenues opérationnelles au cours de la période de référence.

Une ventilation approximative des activités d'inspection en fonction des principaux types d'installations indique qu'environ 30 % des activités ont été consacrées aux usines de retraitement (cf. 4.2.1) et entrepôts associés, 45 % aux installations d'enrichissement et de fabrication (cf. 4.2.2 à 4.2.4) et 25 % aux réacteurs de puissance et de recherche (cf. 4.2.5) et aux autres installations nucléaires (cf. 4.2.6).

Les principaux problèmes rencontrés et/ou résultats obtenus au cours des activités d'inspection sont résumés ci-après pour chaque type d'installations soumises au contrôle.

4.2.1. Centres de retraitement [6]

[6] Les centres de retraitement reçoivent les assemblages combustibles usés des centrales qui subissent un traitement chimique destiné à séparer l'uranium et le plutonium des produits de fission hautement radioactifs. Les matières nucléaires séparées peuvent être réintroduites dans le cycle du combustible nucléaire.

Les installations modernes de retraitement de combustible nucléaire, THORP à Sellafield au Royaume-Uni et UP2/UP3 à La Hague en France se caractérisent par un flux de matières élevé [7] et des procédés hautement automatisés et confinés. Les approches de contrôle actuelles prévoient des inspections à fréquence rapprochée et des systèmes de contrôle de sécurité automatisés non surveillés pour vérifier les flux de matières nucléaires, dont une partie non négligeable de plutonium frais. Sur le site de chacun de ces deux grands centres de retraitement, des analystes du CCR-ITU procèdent à des mesures de vérification dans un laboratoire Euratom.

[7] Le flux de matières annuel total de ces trois installations s'élève à plus de 3 000 tonnes de combustible contenant plus de 20 tonnes de plutonium.

À l'exception d'une période de fermeture planifiée de la mi-mars au début juin 2002, THORP a connu une production normale. En juin 2001, les résultats de mesures effectuées sur un échantillon de matière entrant ont révélé l'existence apparente d'un biais. Étant donné que les causes principales et les circonstances de ce problème étaient connues, l'exploitant a été autorisé à poursuivre la production jusqu'à l'inventaire prévu dans l'installation de séparation chimique en avril 2002. Des tests de grande ampleur effectués par l'exploitant et des recherches auxquelles le laboratoire Euratom sur site a largement contribué ont montré que les données, qui indiquaient une perte de matières, étaient faussées et devaient être corrigées. Les valeurs corrigées sont conformes aux normes reconnues internationalement. L'inventaire physique annuel et le bilan matières présentés par BNFL ont été acceptés. L'exploitant a pris des mesures appropriées pour éviter la répétition de ce problème. Depuis lors, le système de contrôle en place n'a révélé aucun autre problème de ce type.

Les résultats des activités d'inspection dans les installations de retraitement de Magnox et les installations connexes à Sellafield ont été satisfaisants. La vérification annuelle de l'inventaire physique a montré que les différences d'inventaire pour toutes les matières nucléaires se situaient dans les limites acceptées au niveau international. On constate notamment une amélioration des résultats obtenus pour les dispositifs de dégainage de l'installation de manipulation de combustible, par rapport à ceux des dernières années. À la fin de l'année, l'extension de l'entrepôt 9 pour matières nucléaires spéciales a été activement réceptionnée et mise en exploitation. Les premiers conteneurs d'oxyde de plutonium ont été déposés en novembre.

À la Hague, l'installation de retraitement UP2/800 a fonctionné d'avril 2002 à la fin de l'année, à la suite de la réception de la nouvelle chaîne de finition de plutonium (R4). L'installation de retraitement UP3 a été en fonctionnement de janvier à décembre 2002 et son exploitant, la COGEMA, a formé des stagiaires japonais aux techniques de retraitement pendant toute l'année. Des mini-campagnes de découpage et de retraitement avec des périodes de débreffage ont alterné avec des campagnes de retraitement commercial.

Les vérifications de routine effectuées sur tous les flux de plutonium entrants et sortants ont permis de confirmer les déclarations de la COGEMA. Toutefois, comme au cours des années précédentes, on constate des retards considérables de la part de l'exploitant pour fournir les résultats de certaines analyses.

L'inventaire physique de l'unité de traitement chimique UP3 a révélé un taux de différences d'inventaire assez élevé pour l'U et l'U235. Un niveau de différences d'inventaire d'ampleur analogue mais de signe contraire a été observé dans l'installation UP2-800, de sorte que ces différences d'inventaire pourraient être imputables à un transfert systématique de nitrate d'uranyle liquide de l'UP2-800 à l'UP3. L'enquête menée par la COGEMA sur les causes potentielles de cette situation est toujours en cours. Toutes les activités ont été effectuées dans un esprit de bonne coopération avec l'exploitant et avec l'aide des inspecteurs analystes du Laboratoire sur Site (LSS) exploité par l'ITU du CCR.

Des efforts ont été déployés en vue de rationaliser encore les activités d'inspection par une concentration sur les matières d'importance stratégique, à savoir les mouvements d'entrée et de sortie de plutonium. Comme en 2001, les sorties d'uranium n'ont pas fait l'objet de contrôles de routine ainsi que les autres contrôles de plus faible priorité sur l'uranium.

Le projet de déclassement de l'installation de retraitement de Dounreay (R.-U.) vise à long terme le retrait complet des matières nucléaires de plusieurs secteurs du site. Ce projet nécessite notamment le redémarrage de certaines installations existantes, ainsi que la construction de nouvelles installations, par exemple pour le traitement des déchets. Tant que des matières fissiles sont présentes dans ces installations, le contrôle de sécurité doit être appliqué. Au cours de l'année dernière, nos inspecteurs ont effectué des inspections hebdomadaires de routine et deux vérifications d'inventaire physique ont été réalisées. Toutes ces activités ont été concluantes, dans le sens où elles ont confirmé les déclarations faites par les exploitants du site.

4.2.2. Installations de fabrication de combustible à oxydes mixtes (MOX) [8]

[8] Dans les usines de fabrication de MOX, l'oxyde de plutonium produit dans les installations de retraitement est utilisé dans un mélange avec de l'oxyde d'uranium pour fabriquer des éléments combustibles MOX qui serviront ensuite dans les centrales nucléaires.

À l'usine de fabrication de MOX de Sellafield (SMP), l'introduction dans le procédé de plutonium a eu lieu en avril après réception de l'autorisation du Service d'inspection des installations nucléaires (NII, Nuclear Installations Inspectorate) et une vérification de l'inventaire physique «pré-plutonium» qui a donné satisfaction. Depuis lors, la production de pastilles de MOX s'est poursuivie et les premières aiguilles de MOX ont été produites.

La mise en service des instruments de contrôle de sécurité est presque achevée. Depuis le démarrage de la production de MOX, un programme permanent d'inspections hebdomadaires a été mis en oeuvre. Ces inspections consistent à vérifier les données d'exploitation reçues quotidiennement par le biais d'une liaison au réseau sur site des exploitants par rapport aux signaux émis par les instruments de contrôle de sécurité installés. Actuellement, ces vérifications des signaux se font manuellement, mais des outils logiciels sont en cours de développement afin d'automatiser ces activités. Les discussions sur le transfert de données entre le site et le siège d'Euratom à Luxembourg, qui permettrait de rationaliser encore les efforts d'inspection, se sont poursuivies.

En ce qui concerne l'installation de démonstration MOX (MDF) de Sellafield, l'exploitant a reçu l'autorisation d'exploiter l'usine en tant qu'installation d'appui et comme laboratoire d'essais pour le compte de l'installation SMP. Certaines activités de traitement de matières ont repris au cours de l'été.

Toutes les vérifications intermédiaires de routine, les vérifications intermédiaires mensuelles des inventaires et la vérification des inventaires physiques en février ont été achevées avec succès.

Les méthodes et les moyens techniques mis en oeuvre à l'usine MELOX de Marcoule sont restés très satisfaisants. En étroite coopération avec l'exploitant, les inspecteurs ont défini la mise en oeuvre de mesures de surveillance supplémentaires pour couvrir une nouvelle installation de stockage récemment mise en place dans l'usine. La vérification annuelle de l'inventaire physique de l'installation a été réalisée avec des résultats satisfaisants.

La vérification annuelle de l'inventaire physique de l'usine COGEMA à Cadarache en France a mis en évidence des différences d'inventaire inacceptables en ce qui concerne les matières à base de plutonium.

L'exploitant a identifié les causes possibles de ces différences d'inventaire et il est occupé à réviser ses procédures internes pour la comptabilité et le suivi des matières stockées, à remesurer les lots de matières impliqués dans ces différences d'inventaire et à réévaluer la précision de son système de mesure.

Les matières concernées resteront dans l'installation pour permettre de rétablir les quantités attribuées.

La Commission a reçu un rapport préliminaire à ce sujet et les inspecteurs surveillent de près l'avancement des travaux de l'exploitant.

L'usine Belgonucléaire de fabrication de combustible MOX à Dessel, en Belgique, est soumise au contrôle de sécurité d'Euratom et de l'AIEA conformément à la nouvelle formule de partenariat (NFP). Les inspections effectuées en 2002 ont confirmé les déclarations de l'exploitant et l'année s'est terminée sur une vérification de l'inventaire physique satisfaisante. Le système de mesure automatisé des matières reçues a été modernisé et un équipement automatisé sur site a été relié aux bureaux des inspecteurs. Étant donné que les autorités belges n'ont pas accordé de licence d'exportation pour le transfert d'échantillons de plutonium à l'ITU du CCR, le contrôle de sécurité d'Euratom a été dans l'incapacité de réaliser des analyses destructives depuis mars 2001.

L'usine FBFC d'assemblage de combustible MOX à Dessel, en Belgique, continue à approvisionner principalement des réacteurs allemands et suisses. Afin de tenir compte du scénario d'emprunt, la vérification annuelle de l'inventaire physique a eu lieu en même temps que celle de Belgonucléaire.

Les objectifs du contrôle de sécurité concernant les installations de la région de Hanau en Allemagne ont été atteints. L'approche de contrôle à suivre pour le démantèlement de l'usine de production de MOX Siemens a été adoptée et est mise en oeuvre de manière satisfaisante. L'ensemble des matières nucléaires de BfS Hanau ont été déplacées vers le nouveau site de stockage construit à cet effet. Les mesures de contrôle de sécurité visant premièrement à contrôler ces déplacements et deuxièmement à préserver l'actualisation des informations se sont révélées satisfaisantes.

4.2.3. Installations d'enrichissement [9]

[9] Les réacteurs à eau ordinaire modernes ont besoin d'un combustible contenant 3 à 5 % de l'isotope d'uranium fissile U235. L'uranium naturel ne contenant que 0,7 % de ce nucléide, un processus d'enrichissement est nécessaire pour obtenir la concentration souhaitée. Dans l'Union européenne, deux sociétés, URENCO et EURODIF, proposent ce service à la clientèle civile.

Les trois installations d'enrichissement par centrifugation d'Urenco, implantées à Almelo aux Pays-Bas, à Gronau en Allemagne et à Capenhurst au Royaume-Uni, sont surveillées par Euratom, en collaboration avec l'AIEA. Capenhurst se trouve sur une liste d'installations établie par le Royaume-Uni dans le cadre d'une offre volontaire pour l'application du contrôle de sécurité, et désignée à cet effet par l'AIEA.

Pendant toute l'année 2002, le développement rapide des capacités d'enrichissement engagé au cours des dernières années s'est poursuivi sans fléchir. Actuellement, la capacité totale installée dans les trois usines est estimée à plus de 6 000 tonnes unités de travail de séparation par an.

Pour des raisons de sensibilité commerciale et de risque de prolifération, l'accès aux zones des cascades des centrifugeuses est très réglementé. Pour confirmer l'absence de production d'uranium hautement enrichi, on combine l'analyse à haute performance des traces/échantillonnage de l'environnement (HPTA/ES), l'utilisation de moniteurs permanents des tuyaux de cascade, des appareils portables pour l'analyse non destructive, des mesures de confinement et surveillance (C&S) et un droit d'accès inopiné à faible fréquence (LFUA). En 2002, la collecte d'échantillons en vue de l'HPTA/ES est devenue partie intégrante des inspections.

Chaque année ont lieu une vérification de l'inventaire physique, 11 inspections périodiques de routine et un certain nombre d'inspections de routine des matières de base ou des produits. Ces activités ont permis de conclure que les déclarations de l'exploitant concernant les flux et stocks de matières nucléaires en 2002 dans toutes les installations étaient acceptables.

L'installation d'enrichissement par diffusion gazeuse d'EURODIF à Pierrelatte en France a fait l'objet d'inspections à haute fréquence (hebdomadaire) en 2002. La vérification annuelle de l'inventaire a été menée avec des résultats satisfaisants au cours de la première semaine de mars. Jusqu'à la mi-juin 2002, toute la production d'uranium faiblement enrichi déclarée comme étant soumise au contrôle a été vérifiée lors des inspections hebdomadaires; l'uranium naturel introduit dans le procédé et les résidus ont été vérifiés par sondage. À partir de la mi-juin, en raison d'une réduction des activités d'inspection, la vérification de l'uranium enrichi est également descendue en dessous de 100 %. Par conséquent, une partie seulement des matières enrichies exportées par EURODIF hors de l'Union européenne a été vérifiée et scellée.

La conclusion à laquelle ces activités d'inspection ont permis d'aboutir est qu'il n'existe pas d'indice que des matières nucléaires déclarées soumises au contrôle de sécurité aient été détournées de l'usage pour lequel elles étaient destinées en 2002. Toutefois, le «statut particulier» [10] de l'installation continue à limiter l'assurance atteinte en matière de contrôle de sécurité et devra être revu.

[10] Dû à la présence de matières nucléaires non soumises au contrôle de sécurité à EURODIF.

4.2.4. Usines de fabrication de combustible à uranium faiblement enrichi (UFE) et uranium hautement enrichi (UHE), installations de conversion [11]

[11] Les usines de fabrication de combustible à UFE produisent des assemblages combustibles à partir d'uranium faiblement enrichi qui sont ensuite utilisés dans les centrales nucléaires. Les usines de fabrication de combustible à UHE produisent des éléments combustibles pour les réacteurs de recherche à partir d'uranium hautement enrichi.

Dans l'usine de fabrication d'UFE FBFC à Dessel en Belgique, la coopération avec l'AIEA se poursuit conformément à la NFP. Une vérification annuelle de l'inventaire physique s'est déroulée avec des résultats satisfaisants en juillet, avec l'appui de l'ITU du CCR sous la forme de mesures sur le site.

À l'usine BNFL de Springfields, une vaste usine de conversion d'uranium et de fabrication de combustible au Royaume-Uni, un régime d'inspection hebdomadaire a été maintenu en raison de la taille et de la diversité de l'installation ainsi que du caractère continu et de la fréquence élevée des importations et exportations. De plus, tous les produits exportés hors de l'UE sont scellés.

Des experts du service «Sûreté, sécurité et protection radiologique» de la Commission ont effectué une étude sur le site de Springfields afin d'évaluer les risques de rayonnement et de contamination auxquels sont exposés les inspecteurs. Cet exercice a permis de sensibiliser davantage les inspecteurs aux risques relatifs liés à la grande diversité des conditions et des types de matières rencontrés dans l'installation. Il a été recommandé qu'un tel exercice soit réalisé dans chaque grande installation visitée par des inspecteurs.

Les spécifications du projet d'installation d'un poste d'analyse non destructive dans l'entrepôt à fûts (drum store) inaccessible situé dans l'«Oxide Fuel Complex» ont été parachevées. Lorsque l'exploitant aura proposé les conditions financières, une décision relative à la mise en oeuvre sera prise. Des discussions ont eu lieu avec l'exploitant à propos d'éventuelles solutions de rechange au régime d'inspection actuel.

Dans l'usine de fabrication d'UFE de FBFC à Romans-sur-Isère (France), l'inventaire physique annuel a été effectué en août avec l'appui de l'ITU du CCR pour les mesures. Aucun indice de détournement n'a été trouvé; toutefois, un certain nombre de lacunes ont été décelées et ont dû être corrigées par l'exploitant. Il s'agissait en fait d'articles déclarés sur la liste des articles en stock par l'exploitant mais que nos inspecteurs n'ont pas trouvé lors de la vérification de l'inventaire, ainsi que d'autres articles trouvés au cours des activités de vérification mais non déclarés par l'exploitant.

Un poste de mesure automatique a été installé en juillet et la formation à son utilisation a été dispensée tant à l'exploitant qu'aux inspecteurs d'Euratom. Ce poste de mesure automatique a été mis au point par le CCR-Ispra et vise à mesurer en ligne le flux des assemblages combustibles terminés à leur sortie de la fabrication.

La vérification annuelle de l'inventaire physique de l'usine de fabrication d'UHE de la CERCA implantée à Romans-sur-Isère (France) a eu lieu en novembre et a été globalement satisfaisante. Pour la première fois, il a été possible de la réaliser sur la base d'une liste des articles en stock fournie sur support informatique, ce qui a permis aux inspecteurs de valider de manière satisfaisante les données déclarées. Le CCR (Ispra) a installé dans l'usine un scanner gamma d'un type nouveau. Ce dispositif de mesure sert aux analyses non destructives d'éléments combustibles fabriqués pour les réacteurs de recherche.

Toutes les vérifications effectuées, avec l'appui de l'ITU du CCR sous la forme de mesures sur le terrain, sur les sites ENUSA à Juzbado en Espagne, Westinghouse Atom AB à Västerås en Suède et ANF-Lingen en Allemagne, ont donné des résultats satisfaisants. En raison de leur niveau élevé de performance dans le domaine de la comptabilité des matières, ces installations sont souvent considérées comme des références. À Juzbado et Västerås, les inspecteurs d'Euratom ont utilisé avec succès des outils de pointe pour les vérifications et l'évaluation sur site.

4.2.5. Réacteurs de puissance et de recherche [12]

[12] La plupart des réacteurs nucléaires de puissance en service dans l'Union européenne sont de type REO (Réacteur à eau ordinaire), autrement dit refroidis et modérés par de l'eau ordinaire. Le Royaume-Uni exploite également des réacteurs MAGNOX et AGR (Advanced Gas Cooled Reactors) modérés par graphite et refroidis par gaz CO2. L'exploitation de REO utilisant de l'UFE se caractérise par de longues périodes (12 à 18 mois) de fonctionnement en continu. Ces périodes, pendant lesquelles le combustible dans le coeur est inaccessible, sont suivies d'arrêts de 2 à 4 semaines généralement, au cours desquels environ un tiers du combustible (usé) du coeur est remplacé par du combustible frais provenant des usines de fabrication de combustible. Les REO sont inspectés pendant cette période d'arrêt lorsque l'ensemble du combustible est accessible aux fins de vérification.

Une vérification de l'inventaire physique s'est déroulée avec des résultats satisfaisants dans le réacteur de Dodewaard (Pays-Bas), qui a été arrêté en 1997. Les expéditions de combustible usé se poursuivront en 2003.

Au cours de la vérification annuelle de l'inventaire physique du réacteur de puissance Magnox à Wylfa (R.-U.), l'absence d'un élément combustible irradié a été constatée. Une équipe d'enquête technique a rendu un rapport concluant que l'élément manquant doit avoir été expédié à Sellafield par inadvertance. Ce rapport contient aussi une série de recommandations visant à éviter la répétition de tels événements. L'exploitant a cependant été averti que la conclusion de ce rapport ne serait définitivement corroborée que lorsque Sellafield serait en mesure de confirmer la réception de l'élément manquant.

En avril, l'exploitant de Bradwell (R.-U.) a informé Euratom d'une anomalie comptable apparente relative aux éléments combustibles, liée à l'expédition de certains éléments à Sellafield. Un autre incident de ce type concernant la découverte d'un élément non irradié a été signalé à nouveau en décembre par la même centrale électrique. À la suite d'une enquête complète, Euratom a eu les assurances que les mesures correctives requises avaient été prises.

Une carence dans les procédures de comptabilité a également été mise en évidence à Sizewell (R.-U.) en novembre. À l'instigation d'Euratom, l'exploitant a pris des mesures pour éviter une répétition de ces problèmes.

Des inspections de routine des réacteurs de puissance en Finlande et en Suède ont été menées à bien sans que l'on signale aucun incident important pour le contrôle de sécurité. Le contrôle de sécurité d'Euratom évite autant que possible d'avoir à effectuer des inspections du coeur des réacteurs, en raison de l'ampleur des efforts que nécessite une telle opération. Cependant, ce type d'inspection n'est pas toujours évitable, et les problèmes de planification habituels se sont posés, en raison de changements de dates à brève échéance. Un changement des responsabilités de l'AIEA concernant les réacteurs finlandais a entraîné une modification de l'approche suivie par l'AIEA et une confusion considérable pour l'exploitant. Pour ces cas, le contrôle de sécurité d'Euratom proposera la rédaction de documents spécifiques à chaque installation dans le cadre de la nouvelle formule de partenariat.

Bien que le réacteur Barsebäck 1 (Suède) soit exempt de matières nucléaires, l'exploitant souhaite le maintenir opérationnel en tant que site d'expérimentation des nouvelles procédures de traitement à Barsebäck 2, dont la conception est identique. Le système de surveillance reste donc installé et continue à fonctionner.

Les réacteurs français ont été inspectés régulièrement, chaque fois que l'une des tranches d'un réacteur était arrêtée pour le renouvellement du combustible. Ces inspections n'ont donné lieu à aucune remarque.

L'environnement de travail de certains réacteurs espagnols a entraîné des problèmes de fiabilité technique des systèmes de surveillance permanents, de sorte que des systèmes de surveillance temporaire supplémentaires ont dû être installés au cours de la période de rechargement en combustible. Des mesures in-situ (détecteur Ion Fork) ont dû être appliquées à Vandellos, après qu'une rupture de communication entre le contrôle de sécurité d'Euratom et l'exploitant a fait perdre la continuité de l'information sur les matières présentes dans le coeur.

Le chargement de châteaux de combustible usé (CASTOR) s'est poursuivi dans plusieurs centrales électriques allemandes et belges et a commencé à Trillo en Espagne. Étant donné que l'on prévoit le stockage à moyen ou long terme de ces conteneurs sur les sites des réacteurs, Euratom en a mesuré le contenu avant chargement. Ensuite les châteaux ont été amenés dans des lieux pourvus de systèmes multiples de confinement et de surveillance. En raison de problèmes techniques récurrents tout au long du processus de chargement, de séchage et de fermeture, les inspections liées aux opérations CASTOR se sont révélées gourmandes en ressources et difficiles à planifier. Il semble en outre que la politique d'octroi d'autorisations suivie par les autorités de certains « länder » allemands ne facilite pas la planification des inspections. Une amélioration progressive de la situation est attendue, étant donné que des postes de mesure automatisés sont installés dans tous les réacteurs concernés.

Un autre type d'inspection qui nécessite des ressources humaines considérables est celle des réacteurs à combustible MOX dans les États non dotés d'armes nucléaires (ENDAN). L'installation d'un système spécial de surveillance vidéo du coeur des réacteurs dans les réacteurs de Gundremmingen (Allemagne) a contribué à alléger le travail sur ce site.

Les inspections effectuées dans les réacteurs de recherche ne donnent en général lieu à aucune remarque relative au contrôle de sécurité dans le cadre de ce rapport de synthèse annuel. Les recherches tendent à se réduire, étant donné la politique de dénucléarisation engagée dans de nombreux États membres. Le seul nouveau projet dans ce domaine est le réacteur FR2 en Allemagne.

Après un arrêt non programmé et temporaire, le réacteur à haut flux de Petten, aux Pays-Bas, a obtenu une autorisation pour redémarrer en mars. Des audits portant sur la culture et la gestion de la sûreté ont permis de conclure que la sûreté d'exploitation du réacteur n'était pas menacée. Un plan provisoire visant à assurer le contrôle d'un stock accru de combustible frais n'a pas dû être activé.

4.2.6. Autres installations et infrastructures

Les piscines d'entreposage d'assemblages combustibles usés pour réacteur REO à la Hague (France) sont inspectées conjointement avec l'AIEA. Les activités de vérification menées dans ce secteur n'ont mis en évidence aucune anomalie. Toutefois, une perte de la continuité de l'information survenue fin 2001 n'a pu être corrigée que tardivement, c'est-à-dire au début de 2002.

En vue de réduire sa présence en France (qui est un État doté d'armes nucléaires), l'AIEA a commencé à envisager une révision possible de sa procédure de contrôle de sécurité pour ces piscines de combustible REO, sans que l'on constate des résultats concrets jusqu'ici.

En 2002, deux nouvelles installations de stockage intermédiaire ont été mises en exploitation dans l'Union européenne. C'est surtout en Allemagne, mais aussi dans quelques autres pays, que l'on observe une tendance croissante à stocker le combustible irradié à proximité du réacteur. Les activités de contrôle de sécurité dans les installations de stockage intermédiaire vont par conséquent se développer en 2003 et de nouvelles approches de contrôle pour ce type d'installations sont en cours de discussion.

À Cadarache (F), l'exploitant (CEA) a l'intention de construire un nouvel entrepôt pour remplacer un entrepôt existant. Cette opération nécessitera le reconditionnement de quantités significatives de matières nucléaires. Euratom a manifesté son souhait d'être impliqué dans la phase de conception afin de mettre au point et d'installer l'équipement approprié et de réduire les besoins en main-d'oeuvre et les doses absorbées. Euratom a demandé à l'exploitant de séparer autant que possible les flux de matières à destinations civile et militaire.

Au cours de la dernière décennie, un grand nombre d'installations du Centre de recherche de Karlsruhe (Allemagne) ont cessé leurs activités dans le domaine nucléaire. Euratom a effectué des inspections afin de vérifier les caractéristiques techniques fondamentales et le statut (installation mise à l'arrêt ou démantelée) de 17 zones de bilan matières au cours du dernier trimestre de 2002. Ces inspections ont été menées en étroite collaboration avec l'AIEA afin d'établir que les matières nucléaires ont bien été expédiées et que les structures et équipements ont été démantelés et/ou enlevés. Les résultats obtenus ont été satisfaisants et confirment qu'il n'est plus nécessaire d'inspecter la plupart de ces installations.

Les activités de déchargement d'assemblages combustibles irradiés du coeur du réacteur à flux rapide Superphénix de Creys-Malville (France) et de transfert vers la piscine de combustible usé se sont poursuivies pendant toute l'année 2002. Ces activités devraient être achevées en juin 2003, date à laquelle le coeur du réacteur sera vide. Les assemblages combustibles frais sont encore stockés dans un entrepôt à sec sur site et sont soumis à des inspections de contrôle de sécurité régulières. Le contrôle de sécurité a été mis en oeuvre et le suivi est adéquat.

Au cours de la vérification annuelle de l'inventaire physique en décembre 2002 au Centre commun de recherche d'Ispra (Italie), un nouveau progiciel (IP3) a été utilisé pour la stratification, la sélection des articles à mesurer et d'autres tâches d'inspection. Les résultats finaux permettent de conclure que cet outil a été mis en oeuvre avec succès lors de cette vérification de l'inventaire physique. L'AIEA a participé à cet exercice.

Sur le site de stockage intermédiaire de Lingen-Emsland (Allemagne), le premier conteneur CASTOR contenant des assemblages combustibles irradiés a été transféré du réacteur Emsland à l'entrepôt de stockage intermédiaire sur site en décembre 2002. Cette opération est cohérente avec l'approche allemande consistant à stocker les assemblages irradiés sur site.

Les installations de stockage intermédiaire de GNS (Ahaus et Gorleben, Allemagne) ne devraient pas recevoir d'assemblages combustibles irradiés provenant de réacteurs allemands au cours des prochaines années.

En 2002, 6 conteneurs contenant des assemblages combustibles usés du réacteur de recherche BR3 ont été transférés au nouvel entrepôt de stockage intermédiaire SCK-Belgoprocess à Dessel (Belgique). La ZBM BR3 a été complètement vidée.

Sur le site de stockage intermédiaire de Greifswald (Allemagne), le chargement de conteneurs CASTOR s'est poursuivi à cadence réduite pendant toute l'année, en raison de plusieurs problèmes techniques dus principalement au système de pose de scellés sur le couvercle principal. Au total, six conteneurs CASTOR ont été chargés au bloc 2 et expédiés vers le site de stockage intermédiaire. Les matières restantes au bloc 1 ont été vérifiées avec un détecteur Ion Fork et chargées dans un château KRB-MOX en vue d'être expédiées vers le site de stockage intermédiaire.

Les modalités de contrôle de sécurité dans l'entrepôt de stockage sous eau à Greifswald restent des sources de préoccupation, car l'approche actuelle entraîne une perte de continuité d'information presque permanente en raison des déplacements de châteaux partiellement remplis. Une proposition de l'AIEA visant à adopter éventuellement une approche par zone doit encore être concrétisée.

Une seule inspection a été effectuée au cours de l'année dans le réacteur à l'arrêt de Rheinsberg (Allemagne). Il s'agissait de prélever des échantillons de référence pour les cellules chaudes. L'installation ne compte aucun stock.

4.2.7. Évaluation globale des activités de contrôle

Au cours de l'année 2002, l'évaluation globale des activités de contrôle de sécurité a principalement été axée sur l'évaluation des différences d'inventaire, les différences d'inventaire cumulées (somme algébrique des différences d'inventaire pour une zone de bilan matières sur une période donnée), et les écarts expéditeur-réceptionnaire [13]. La différence d'inventaire est la différence entre le stock physique et le stock comptable. L'évaluation n'a été effectuée que pour les installations de manipulation en vrac (installations de retraitement, installations de fabrication de combustible et installations d'enrichissement par centrifugation gazeuse) où l'on peut s'attendre à des différences d'inventaire non nulles en raison des incertitudes de mesure et de la nature du traitement des matières nucléaires.

[13] «écart entre expéditeur et réceptionnaire»: la différence entre la quantité de matière nucléaire d'un lot telle que déclarée par la zone de bilan matière expéditrice et la quantité mesurée par la zone de bilan matières réceptionnaire.

L'ensemble de l'évaluation a été réalisé sur la base de données provenant de la base de données comptable du contrôle de sécurité d'Euratom. Cela signifie que les zones bilan matières (ZBM) françaises de manipulation en vrac pour lesquelles nous n'avons pas de déclarations ont été exclues de l'évaluation. Les petites ZBM de manipulation en vrac dont l'inventaire physique ou le débit est inférieur à deux quantités significatives [14] ont également été exclues de l'évaluation, ainsi que les ZBM de manipulation en vrac qui ont été démantelées au cours de l'année 2002.

[14] On utilise la notion de quantité significative pour fixer la composante quantitative de l'objectif d'inspection du contrôle de sécurité, par ex. 8 kg de plutonium, 25 kg d'uranium hautement enrichi et 75 kg d'uranium faiblement enrichi.

L'évaluation n'a pas livré d'indice pouvant laisser supposer que, dans les ZBM de l'Union européenne où des matières nucléaires sont manipulées en vrac, des matières brutes ou des matières fissiles spéciales auraient été détournées de l'usage pour lequel elles étaient destinées, tel que déclaré par les exploitants dans des différences d'inventaire ou des écarts expéditeur-réceptionnaire. Les systèmes de mesure de toutes les ZBM de l'UE où sont manipulées des matières nucléaires en vrac sont conformes aux normes internationales les plus récentes. Pour certaines de ces ZBM, il reste des indices que les différences d'inventaire cumulées sont faussées. Il convient par conséquent d'enquêter sur l'origine de ces erreurs et de prendre des mesures correctives.

5. ACTIVITES DE CONTROLE DE SECURITE DANS LE CADRE DE LA NOUVELLE FORMULE DE PARTENARIAT (NAP)

5.1. Rapport de mise en oeuvre des garanties de l'AIEA

Le rapport de mise en oeuvre des garanties (SIR, Safeguards Implementation Report) de l'AIEA, qui couvre les activités communes sur le territoire de l'UE en 2001, a été remis à l'OCSE en mai 2002.

Une réunion au siège de l'AIEA a eu lieu au cours de la première moitié du mois de juin pour examiner les conclusions et discuter de détails relatifs aux installations nucléaires dans l'UE.

Dans l'ensemble, le SIR 2001 a conclu que rien n'indiquait un détournement de matières nucléaires ou une utilisation incorrecte d'équipements ou d'installations soumis au contrôle de sécurité dans l'Union européenne.

Il reconnaît que la collaboration avec l'OCSE et les programmes d'appui des États membres ont permis de progresser sensiblement dans les domaines de la technologie du contrôle et des procédures de vérification. Dans diverses installations de l'UE, des essais ont été effectués dans les domaines des systèmes de surveillance, des inspections par sondage à brève échéance, et de la télésurveillance. Dans le cadre des arrangements au titre de la nouvelle formule de partenariat, et pour économiser des ressources, l'AIEA et l'OCSE ont continué à partager les coûts d'acquisition, d'exploitation et de maintenance des équipements installés dans les infrastructures soumises aux garanties de l'AIEA.

Comme dans le SIR 2000, l'AIEA a insisté sur l'importance de collaborer étroitement avec les systèmes nationaux et régionaux de comptabilisation et de contrôle des matières nucléaires afin d'accroître l'efficacité et la rentabilité des vérifications. Dans ce contexte, un groupe de travail commun à l'Agence et à Euratom a été créé pour préparer la mise en oeuvre du protocole additionnel dans l'UE. Un séminaire sur la nouvelle formule de partenariat, élaboré conjointement par l'Agence et Euratom, a eu lieu pour la première fois en 2001. De nombreux cours de formation de routine ont été suivis par des inspecteurs de l'OCSE et, inversement, des inspecteurs de l'AIEA ont assisté à des cours donnés par l'OCSE, de sorte que la coopération en matière de formation entre les deux organisations se poursuit.

L'AIEA a également fait état des progrès substantiels réalisés en ce qui concerne les «garanties intégrées», dont le cadre conceptuel a été achevé. Ce cadre comprend les concepts de contrôle, les approches, les lignes directrices et les critères pour la conception, la mise en oeuvre et l'évaluation des garanties intégrées.

Outre ses conclusions générales, le SIR 2001 a formulé des recommandations d'amélioration dans des domaines spécifiques. Ces recommandations peuvent être résumées comme suit:

* Dans la mesure du possible, l'expédition de conteneurs de transport partiellement remplis ou vides ne devrait pas avoir lieu pendant la période d'ouverture du coeur des REO. En dehors de cette période, la notification préalable des mouvements de conteneurs vides ou partiellement remplis devrait être demandée par l'OCSE et l'information devrait être transmise à l'AIEA en temps utile pour faciliter les activités d'inspection.

* Des problèmes surviennent en raison du système mécaniste de l'AIEA lorsque des matières nucléaires restent dans des conteneurs de transport fermés pendant de longues périodes ou lorsque les matières nucléaires sont présentes dans les réacteurs sous forme de barres dans des conteneurs fermés, ce qui les rend difficilement accessibles. Dans l'Union européenne, cette situation s'est produite à cause des restrictions de déplacement dues à des problèmes d'autorisation et à une interdiction des transports pour cause d'épidémie de fièvre aphteuse. L'AIEA a également l'intention d'étudier la possibilité soit d'étendre la zone sous surveillance, soit de sceller ces châteaux avant leur enlèvement.

* La problématique de la production de plutonium dans les grands réacteurs de recherche sera définitivement réglée lorsque l'installation de contrôleurs de puissance dans les installations concernées aura eu lieu, à condition toutefois que les tests de vulnérabilité de ces équipements donnent des résultats satisfaisants.

* Des actions correctives doivent être entreprises immédiatement ou peu de temps après la constatation d'une défaillance des systèmes de confinement et de surveillance. L'AIEA juge important d'installer des protections supplémentaires sur les scellés et les systèmes de sauvegarde destinés à la surveillance des coeurs de réacteurs à l'arrêt (coeur ouvert). L'AIEA devrait supporter intégralement les coûts de cet équipement redondant pour l'OCSE.

Il est prévu que les améliorations au niveau de la mise en oeuvre future de la NAP contribuent encore à un partage des coûts plus équilibré entre les deux inspections et à une cohérence accrue entre les conclusions tirées dans le SIR et celles qui résultent des activités de contrôle de l'OCSE.

5.2. Protocoles additionnels et garanties intégrées

Les protocoles additionnels ont pour objectif d'accroître la capacité de l'AIEA de détecter des matières nucléaires et des activités non déclarées contraires aux dispositions du traité sur la non-prolifération (TNP) [15].

[15] Les domaines couverts par les protocoles additionnels et la responsabilité de la Communauté sont décrits dans le rapport annuel 2001 «Fonctionnement de l'Office du Contrôle de Sécurité d'Euratom en 2001».

Euratom joue un rôle essentiel dans la mise en oeuvre des protocoles additionnels dans l'Union européenne. Le cycle du combustible nucléaire en Europe se caractérise par une série de problèmes spécifiquement européens dus à l'abandon progressif des activités nucléaires année après année. C'est pourquoi Euratom a mis au point une approche générique pour les aspects les plus préoccupants.

* Les anciens centres de recherche nucléaire ont aujourd'hui une gamme d'activités très diversifiée. Les bâtiments de ces centres n'abritent plus nécessairement d'activités liées au cycle du combustible nucléaire.

* Il existe dans l'UE des centaines de sites qui ont à une époque contenu des matières nucléaires déclarées à l'AIEA et dont les activités sont actuellement complètement différentes, ou dont le démantèlement total est en cours. Le contrôle de sécurité doit prendre fin une fois que les matières nucléaires ont été enlevées; par conséquent, il convient que la Commission et l'AIEA clarifient la situation actuelle de ces sites.

* Il existe en outre de nombreux sites où des matières nucléaires sont utilisées uniquement à des fins étrangères au cycle du combustible nucléaire et qui, d'après les exigences du protocole additionnel, ne doivent pas faire l'objet d'une déclaration en application dudit protocole.

Euratom a donc entrepris de négocier avec l'AIEA une approche harmonisée pour tous ces cas, qui soit d'une part conforme à l'esprit du protocole additionnel et qui, d'autre part, n'impose pas de fardeau inutile aux exploitants qui n'ont jamais eu, ou n'ont plus, de relation fonctionnelle avec le cycle du combustible nucléaire.

Les procédures correspondantes mises au point conjointement avec l'AIEA ont été testées et seront désormais mises en oeuvre de manière systématique dans l'UE. En outre, un certain nombre de visites de sites ciblées ont été réalisées dans les ENDAN (Etats non dotés d'armes nucléaires) pour aider les exploitants d'installations complexes où le programme d'activités a changé au cours des ans à définir leur site.

Par ces mesures, Euratom a mis à profit le temps nécessaire à tous les États membres pour ratifier le protocole additionnel - condition préalable à son entrée en vigueur [16] - pour préparer la voie à une mise en oeuvre en souplesse de ce protocole dans l'UE. Dans le même but, deux essais sur le terrain (au CCR à Petten et au VTT à Helsinki) ont été réalisés afin de tester les modalités d'exécution du flux d'information exigé par l'AIEA, la délimitation des sites nucléaires et le dispositif en matière d'accès complémentaire.

[16] L'article 102 du traité Euratom dispose: "Les accords ou conventions conclus avec un État tiers, une organisation internationale ou un ressortissant d'un État tiers, auxquels sont parties, outre la Communauté, un ou plusieurs États membres ne peuvent entrer en vigueur qu'après notification à la Commission par tous les États membres intéressés que ces accords ou conventions sont devenus applicables conformément aux dispositions de leur droit interne respectif."

Fin 2002, 11 des 15 États membres avaient ratifié le protocole additionnel, et les quatre derniers devraient les imiter au cours de l'année 2003.

L'Euratom a préparé deux documents pour chaque État membre: les «Modalités de mise en oeuvre du protocole additionnel en ... (État membre)» et le «Flux d'information conformément au protocole additionnel en ... (État membre)» correspondant, qui doivent être débattus lors de réunions bilatérales avec les États membres. La Commission a par ailleurs mis au point un logiciel de déclaration pour les futurs utilisateurs, qui a fait l'objet de discussions et de tests lors de réunions d'un groupe d'utilisateurs spécialisé, et elle a fait des préparatifs en vue de développer une base de données destinée au protocole additionnel.

Les préparatifs de la Commission aussi bien que des États membres sont à un point tel que l'entrée en vigueur du protocole additionnel en 2004 semble désormais réaliste. À cet effet, la Commission et les États membres enverront à l'AIEA, conformément aux dispositions du protocole additionnel, une notification écrite que les exigences de leur droit (interne) pour l'entrée en vigueur du protocole additionnel sont remplies. La date d'entrée en vigueur sera donc la date de réception de ces notifications par l'AIEA.

6. AMELIORATION ET REVISION PROJETEES DU SYSTEME DE CONTROLE DE SECURITE D'EURATOM

6.1. Comités directeurs pour les nouvelles approches du contrôle de sécurité

Plusieurs comités directeurs ont été mis en place afin de redéfinir les objectifs de l'inspection et de faire des propositions concernant de nouvelles approches du contrôle, conformément aux recommandations formulées dans le rapport du GEHN. Ces comités directeurs ont été mis en place et coordonnés par le secteur «méthodologie» de l'unité Garantie et non-prolifération, mais incluaient des membres aussi bien d'autres secteurs de cette unité que des unités responsables de la logistique et des inspections à la Direction I.

La première étape a consisté à réaliser un «inventaire» des pratiques actuelles. Les groupes ont échangé des informations et leur expérience des activités de terrain, et ont revu les exigences actuelles des directives d'inspection Euratom (EIG, Euratom Inspection Guidelines) et les documents relatifs à la NFP (nouvelle formule de partenariat).

La planification des étapes suivantes a commencé. Les buts sont à la fois de donner des suggestions en vue de changements possibles à court terme pour faire face aux défis de l'avenir immédiat, par exemple l'élargissement de l'UE sans ressources supplémentaires, et de proposer des approches innovantes qui amélioreront la rentabilité globale sans compromettre l'efficacité du système. Les premiers résultats, de nature très générale, ont été présentés début décembre au SAGES, qui a accepté la méthode de travail proposée mais a suggéré que des propositions concrètes soient présentées pour la consultation suivante. Les réflexions en cours ont aussi été présentées lors du «séminaire destiné aux parties intéressées» en décembre 2002.

6.2. Enquête auprès des exploitants

L'enquête de qualité sur les activités du contrôle de sécurité d'Euratom est l'une des premières mesures adoptées par la Commission pour mettre en pratique deux des principales recommandations du GEHN [17], qui étaient l'introduction d'une transparence beaucoup plus grande dans les activités de contrôle de sécurité et la modification des relations avec les exploitants d'installations nucléaires. En pratique, cela signifie que la Commission devrait définir de manière cohérente des moyens de renforcer la collaboration et les échanges d'opinions avec les exploitants d'installations, qui doivent être considérés comme des partenaires et pas uniquement comme des «sujets d'inspection». L'objectif global de l'enquête était d'évaluer l'image et la performance des activités de contrôle de sécurité d'Euratom telles que les perçoivent les exploitants des installations nucléaires.

[17] GEHN: Groupe d'experts à haut niveau

Au total, 72 questionnaires ont été envoyés en juillet 2002 à toutes les grandes installations nucléaires et à un échantillon représentatif des autres installations nucléaires de l'UE. L'évaluation des conclusions de l'enquête fait l'objet d'un rapport technique classifié ("Evaluation of results of quality survey on Euratom Safeguards activities in nuclear installations", mars 2003) et sera résumée dans le prochain rapport d'activité annuel concernant l'année 2003.

6.3. Progrès réalisés dans la technologie du contrôle de sécurité

En 2002, les travaux de mise au point de nouveaux scellés pour le contrôle de sécurité reposant sur la technologie du transpondeur se sont poursuivis. Ce type de scellés facilitera les vérifications sur le terrain et remplacera, dans les 2 ou 3 prochaines années, le dispositif en cuivre-laiton utilisé actuellement, pour la plupart des applications.

Les premiers systèmes de surveillance numérique ultramodernes, qui intègrent la détection de mouvement par vidéo et le traitement d'images à la volée ont été mis en place avec succès dans neuf installations et fonctionnent de manière fiable.

De nouveaux logiciels ont été développés et mis en oeuvre pour la collecte et l'évaluation sur site de données fournies par l'exploitant sur support informatique.

7. QUESTIONS INSTITUTIONNELLES

7.1. Parlement européen (PE)

Le 2 juillet 2002, le Parlement européen a adopté une résolution sur le rapport de la Commission au Parlement et au Conseil sur le fonctionnement de l'Office du contrôle de sécurité d'Euratom en 1999-2000 [18]. M. Rübig en était le rapporteur.

[18] Rapport sur le fonctionnement de l'Office du Contrôle de Sécurité d'Euratom - COM(2001) - 436 - final

Dans sa résolution, le Parlement européen se déclare satisfait de la qualité et des résultats des activités de l'Office de contrôle de sécurité d'Euratom pour la période 1999-2000 et considère comme positif le fait qu'aucun détournement de matières nucléaires dans l'Union européenne n'ait été détecté au cours de cette période.

Le PE a également fait des recommandations concernant la sécurité nucléaire et la protection physique, qui seront examinées en vue de leur mise en oeuvre éventuelle.

7.2. Élargissement

Le projet destiné à faciliter la mise en oeuvre du système Euratom de comptabilité des matières nucléaires dans les pays adhérents, à l'aide des logiciels et du matériel nécessaire, est entré dans sa phase finale. Les représentants des pays adhérents ont pris une part active au projet grâce à leur participation à un comité directeur, ce qui garantit également que l'outil est adapté à leurs besoins.

Les réunions du comité directeur ont également été l'occasion d'aborder avec les représentants de certains pays adhérents leurs questions relatives à la mise en oeuvre du contrôle de sécurité d'Euratom après l'adhésion.

7.3. États membres

Les contacts avec les États membres ont principalement porté sur le protocole additionnel (PA) et le nouveau règlement relatif à l'application du contrôle de sécurité d'Euratom (en application de l'article 79 du traité Euratom). Plusieurs réunions ont eu lieu en vue de préparer la mise en oeuvre du PA. Quant au nouveau règlement, il a fait l'objet de longues discussions avec les États membres et leurs experts au sein du groupe sur les questions atomiques du Conseil.

7.4. Accords Euratom

En 2002, les trois accords de coopération nucléaire en vigueur entre la Communauté et les États-Unis, le Canada et l'Australie, respectivement, ont été appliqués à la satisfaction de toutes les parties concernées. Lors d'une réunion bilatérale du groupe de travail technique entre Euratom et le Canada, qui a eu lieu à Ottawa en novembre 2002, les bonnes relations entre les parties ont été reconnues et les propositions techniques visant à résoudre le problème déjà ancien de l'expédition de résidus sous régime de contrôle canadien vers la Russie ont été discutées. Une solution positive est attendue pour l'année prochaine.

La négociation d'accords avec le Japon et la Chine a connu une stagnation. L'accord avec le Japon n'a pas pu être conclu en raison de difficultés survenues au cours de la procédure d'approbation du projet au Japon. En ce qui concerne l'accord avec la Chine, le Conseil doit encore se prononcer sur le mandat de négociation à confier à la Commission [19].

[19] DEPUIS LORS, LE MANDAT DE NEGOCIATION A ETE OBTENU.

8. RESSOURCES DU CONTROLE DE SECURITE D'EURATOM

8.1. Crédits budgétaires

L'article 174 du traité Euratom mentionne expressément la nécessité d'inclure dans le budget de la Commission les dépenses de fonctionnement relatives au contrôle de sécurité.

Compte tenu de cette base juridique, les activités du contrôle de sécurité sont financées par deux types de crédits:

(1) un crédit général «de fonctionnement» qui couvre les frais de gestion du contrôle de sécurité d'Euratom tels que l'équipement informatique général, les télécommunications, etc. (partie A du budget, chapitres A-70 et A-24), ainsi qu'un crédit spécifique pour le contrôle médical et la protection des inspecteurs contre les radiations (partie A du budget, ligne A-1420);

(2) des crédits «opérationnels» spécifiques prévus pour les dépenses directement liées au contrôle de sécurité nucléaire, telles que les frais de mission, la location de bureaux sur site (y compris les laboratoires sur site), l'achat de matériel, le prélèvement et l'analyse d'échantillons, les contrats de services (maintenance et réparation), le transport du matériel et des échantillons, la formation, etc., qui sont nécessaires aux activités du contrôle de sécurité d'Euratom (partie B du budget, chapitre B4-20).

Pour 2002, les crédits opérationnels spécifiques inscrits dans le budget de l'UE pour le Contrôle de sécurité d'Euratom s'élevaient à 19,1 millions d'euros, dont 18,9 millions (99,1 %) ont été effectivement engagés. Les dépenses se répartissent comme suit:

* Frais de missions d'inspection (déplacements, indemnités journalières): EUR 4,2 Mio (22 %)

* Location de bureaux pour les inspecteurs sur les sites inspectés (et frais d'équipement connexes): EUR 0,6 Mio (3,2 %)

* Achat, installation, maintenance et réparation de l'équipement sur les sites, y compris matériel informatique, analyse d'échantillons, frais connexes tels que transport, consommables, pièces détachées, etc.: EUR 5,7 Mio (29,9 %)

* Investissements dans les grandes installations de manipulation de plutonium en vrac et maintenance, exploitation et logistique connexes: EUR 7,9 Mio (41,4 %)

* Assistance administrative et technique, formation des inspecteurs, frais divers (notamment couverture d'assurance spéciale): EUR 0,5 Mio (2,6 %)

Après une stabilisation au cours des trois à quatre dernières années, le nombre d'inspections sur site a été réduit en 2002, parallèlement à une augmentation des équipements permanents et des systèmes télécommandés dans les installations.

Les investissements importants liés aux grandes installations de manipulation de plutonium en vrac ont déjà été effectués. Les coûts associés à ces installations représentent toujours une part importante des dépenses. La maintenance et l'assistance technique pour l'équipement existant absorbent actuellement plus de 50 % des 7,9 millions d'euros de coûts annuels.

Les crédits budgétaires permettant la mise en oeuvre des activités du contrôle de sécurité ont été gérés par l'Office du Contrôle de Sécurité d'Euratom du 1er janvier au 31 juillet 2002. Depuis le 1er août 2002, suite à la réorganisation de la Direction générale de l'Énergie et des Transports, la responsabilité de la gestion budgétaire du contrôle de sécurité d'Euratom est partagée entre la Direction A (Affaires générales et ressources), la Direction H (Sûreté et sécurité nucléaire) et la Direction I (Inspection nucléaire).

8.2. Ressources humaines et autres ressources

8.2.1. Effectifs et utilisation

L'ancien OCSE, qui est totalement intégré à la DG Énergie et Transports depuis le 1.8.2002, comptait 265 agents, dont 195 inspecteurs nucléaires.

La réorganisation de l'ancien OCSE a donné naissance à deux directions: la Direction H (Sûreté et sécurité nucléaire) et la Direction I (Inspection nucléaire). Au 31 décembre 2002, ces deux directions comptaient 275 agents.

Au total, elles comptent 191 inspecteurs nucléaires.

8.2.2. Équipement de contrôle de sécurité

L'équipement de contrôle de sécurité utilisé par les inspecteurs se répartit en deux catégories principales: les mesures d'analyse non destructive (AND) et les mesures de confinement et surveillance (C&S).

Les mesures AND, dont les techniques sont fondées sur les neutrons et le rayonnement gamma, sont utilisées par les inspecteurs pour s'assurer que les quantités physiques de matières nucléaires dans les installations correspondent aux valeurs comptables communiquées. Ces mesures peuvent être réalisées soit manuellement, soit automatiquement, en fonction de l'installation et de la configuration de l'équipement.

Les mesures C&S comprennent la surveillance vidéo et la pose de scellés afin d'assurer la continuité de l'information sur les matières identifiées.

En 2002, dans le cadre du processus permanent de rationalisation et de normalisation, la modernisation de la gamme des instruments de mesures AND s'est achevée et des mesures ont été prises pour fixer les critères de sélection de la prochaine génération de PC d'acquisition de données pour les instruments portables. La suite de logiciels d'analyse de données résultant des mesures des neutrons et du rayonnement gamma dans des applications en mode automatisé a été étoffée.

8.2.3. Appui du CCR

À travers le programme de recherche et développement de la Commission, le Centre commun de recherche de la Commission fournit un appui au contrôle de sécurité d'Euratom pour les activités de routine et pour les travaux de développement en vue de futures améliorations dans les activités de contrôle. Dans le cinquième programme-cadre, l'assistance prévue pour l'année 2002 comprenait 58 personnes/année et un crédit spécifique de 1,72 millions d'euros réparti principalement entre l'ITU (Karlsruhe) et l'IPSC (Ispra).

La coopération entre l'ancien OCSE et le CCR est restée axée principalement sur les domaines suivants:

* ITU de Karlsruhe: laboratoires sur site, analyse d'échantillons, analyse à haute performance des traces, analyse médico-légale nucléaire;

* IPSC d'Ispra: assistance scientifique et technique générale dans les domaines de la protection radiologique, des équipements et instruments, de la formation technique et de l'étalonnage, des aides à la mesure et au comptage, de l'assistance au développement de nouvelles techniques de pose de scellés;

* IRMM de Geel: activités d'analyse dans le domaine du contrôle de la qualité et des matériaux de référence (sources radioactives).

En ce qui concerne les laboratoires sur site de La Hague et de Sellafield, un accord administratif est entré en vigueur entre l'OCSE et l'ITU (Karlsruhe) en vue de mettre à disposition le personnel qualifié requis (20 personnes) pour le fonctionnement des laboratoires pendant l'année. Le coût de cet accord, 1,7 millions d'euros, correspond à un total de 340 semaines de missions par an.

9. AUTRES ACTIVITES AUXQUELLES LE CONTROLE DE SECURITE D'EURATOM PARTICIPE

9.1. Conférence de l'ESARDA (Association européenne de recherche et de développement en matière de garanties)

La réunion de l'ESARDA qui a eu lieu à Luxembourg du 28 au 30 mai 2002 a pris la forme d'un atelier sur le thème «réponses apportées par la R&D face au nouvel environnement du contrôle de sécurité». La réunion s'est partagée en cinq groupes de travail qui ont couvert les technologies, le traitement des données, les aspects du cycle du combustible et les aspects sociopolitiques. Tous les groupes ont rapporté leurs conclusions et leurs recommandations lors de la séance plénière finale, afin de définir les besoins de R&D dans le nouvel environnement du contrôle de sécurité.

9.2. Sûreté nucléaire, protection physique et trafics illicites

Compte tenu d'événements récents, le Contrôle de sécurité d'Euratom a évalué la sûreté et la protection physique de ses propres matières radioactives et est occupé à aligner ses moyens techniques et ses procédures sur les normes internationales les plus récentes.

En ce qui concerne les trafics illicites, le Contrôle de sécurité d'Euratom a continué à participer au groupe de travail technique international sur le trafic de matières nucléaires (ITWG) qui dépend du groupe d'experts en matière de non-prolifération (NPEG) du G8. Le contrôle de sécurité d'Euratom et le ministère de l'énergie des États-Unis ont notamment coordonné conjointement des exercices internationaux de comparaison inter-laboratoires destinés à développer les connaissances et l'échange d'expérience sur l'analyse des matières nucléaires saisies. Les résultats du deuxième exercice ont été présentés et discutés lors d'un séminaire qui s'est tenu à Luxembourg en juin.

Le contrôle de sécurité d'Euratom maintient une coopération très étroite avec des agences telles qu'Europol et l'AIEA et continue à suivre les incidents concernant le trafic illicite de matières nucléaires ou radioactives par le biais de la base de données de l'AIEA. Huit incidents concernant des matières radioactives ont été signalés sur le territoire de l'UE en 2002. Aucun, cependant, n'impliquait de matières nucléaires (uranium, plutonium ou thorium).

Le contrôle de sécurité d'Euratom a aussi participé et contribué activement au succès de la conférence internationale sur les progrès en matière d'analyse destructive et non destructive, qui avait été organisée conjointement par le Centre Commun de Recherche (ITU) et l'AIEA en octobre à Karlsruhe.

10. CONCLUSIONS GENERALES

10.1. Évaluation globale des activités de vérification menées par le Contrôle de sécurité d'Euratom en 2002

Les activités de vérification menées par le Contrôle de sécurité d'Euratom dans le cadre du chapitre 7 n'ont pas fourni d'indications pouvant laisser supposer que des matières nucléaires auraient été détournées des usages auxquels leurs utilisateurs ont déclaré les destiner.

De plus, rien ne laisse supposer qu'un engagement particulier relatif au contrôle souscrit par la Communauté dans un accord conclu avec un État tiers ou une organisation internationale n'aurait pas été respecté.

10.2. Traitement et évaluation des données provenant de la comptabilité des matières nucléaires

Plus d'un million de lignes de données fournies par les installations nucléaires ont été vérifiées sur le plan de la cohérence interne et externe. Toutes les erreurs et incohérences mises en évidence par ces vérifications ont été corrigées après consultation des exploitants concernés. Le Contrôle de sécurité d'Euratom a fourni à l'AIEA tous les rapports qu'il est tenu de lui transmettre, à temps et dans le format correct.

L'évaluation systématique des différences d'inventaire signalées par les installations n'a fourni aucun indice de détournement de matières nucléaires.

10.3. Activités d'inspection dans des installations spécifiques

Des anomalies d'une certaine ampleur ont été détectées en 2002 (voir le point 4 du rapport). Dans tous les cas, un suivi approprié a été assuré et les problèmes ont été résolus de manière satisfaisante.

ANNEXES

Tableau n° 1 - Quantités de matières nucléaires soumises au contrôle de sécurité d'Euratom (tonnes)

>EMPLACEMENT TABLE>

1) Quantités fondées sur les données communiquées à titre définitif

2) Uranium hautement enrichi

3) Uranium faiblement enrichi

4) Uranium naturel

5) Uranium appauvri

Tableau n° 2 - Activités d'inspection du Contrôle de Sécurité d'Euratom

>EMPLACEMENT TABLE>

Tableau n° 3 - Budget 2002 du Contrôle de sécurité d'Euratom

Dépenses engagées pour les crédits spécifiques

Tableau n° 3 A

Ligne B4-2000: inspections relatives au contrôle de sécurité, formation et recyclage des inspecteurs

Thèmes // Dépenses (en milliers d'euros)

a) Études, convocations d'experts, publications // 9

b) Coûts de missions // 3 591

c) Transport du personnel et d'équipements // 600

d) Location de bureaux et prestations spéciales sur les sites // 600

e) Stages et formations // 260

f) Assurance spéciale // 40

TOTAL // 5 100 (sur 5 100)

Tableau n° 3 B

Ligne B4-2020: prélèvement d'échantillons et analyses, matériel, travaux spécifiques, prestations de services et transports

Thèmes // Dépenses (en milliers d'euros)

a) Assistance administrative et technique // 203

b) Acquisition d'équipements de surveillance // 981

c) Acquisition d'équipements de mesure // 485

d) Acquisition d'équipements pour la pose de scellés // 712

e) Acquisition et entretien d'équipements informatiques servant directement aux inspections // 128

f) Coûts des analyses destructives // -

g) Pièces de rechange d'équipement, réparations, accessoires et maintenance // 413

h) Consommables, acquisition de sources radioactives, transport de matières radioactives // 188

i) Surveillance (système d'alerte basé à Luxembourg) // 76

j) Logiciels (programme comptable, gestion et pare-feu) // 2 731

TOTAL // 5 917 (sur 6 100)

Tableau n° 3 C

Ligne B4-2021: contrôle spécifique des installations à grande échelle traitant le plutonium

Thèmes // Dépenses (en milliers d'euros)

a) Sellafield - BNFL (THORP, MOX) // 425

b) La Hague - COGEMA (UP3, UP2) // 466

c) Cadarache - COGEMA // 13

d) Marcoule - MELOX // 130

e) Dessel - BELGONUCLEAIRE // 35

f) Laboratoires sur site (investissements initiaux et exploitation) // 3 848

g) Logiciels (sur site) // 407

h) Maintenance et réparations (équipement, soutien matériel et logiciel) // 1 870

i) Développement de logiciels (nouvelles applications, nouveaux équipements) // 706

TOTAL // 7 900 (sur 7 900)

Tableau n° 3 D

Ligne A0-1420: contrôle médical dans le cadre de la protection sanitaire des agents exposés à des radiations

Thèmes // Dépenses (en milliers d'euros)

a) Spectrométrie gamma et analyse toxicologique (non standard) // 5

b) Équipement de mesure (dosimètres) // 80

c) Maintenance et étalonnage // 6

d) Matériel, prestations de services et autres contrôles de contamination // 40

e) Frais de mission (anthroporadiamètres) // 30

f) Autres frais de fonctionnement // 20

TOTAL // 181 (sur 230)

Tableau n° 4 - Budget de l'OCSE entre 1991 et 2002 (Mio EUR)

Évolution des dépenses pour les crédits spécifiques

>EMPLACEMENT TABLE>

*De plus, 1,8 Mio EUR ont été dépensés pour la coopération avec la Russie.

Top