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Histoire de la sureté de l'énergie nucléaire civile en France (1945-2000) — Technique d'ingénieur, processus d'expertise, question de société
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Histoire de la sureté de l'énergie nucléaire civile en France (1945-2000)
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Table des matières
Illustrations
Tableaux
Page de titre
Remerciements
Introduction
La problématique
Etat des lieux, présentation de la littérature, limites de l'étude
Les thèmes, les champs
Présentation des différents chapitres
Les sources
PARTIE I : l'empirisme des débuts de l'énergie atomique (1939-1959)
chapitre 1. Les débuts : les savants et la sécurité (1932-1945)
1.1. La découverte de la radioactivité et de ses dangers
1.1.1. La découverte des rayons X et de la radioactivité Ce résumé de la découverte de la radioactivité s'inspire en particulier de l'ouvrage de Pierre Radvanyi et Monique Bordry, La Radioactivité artificielle et son histoire, Seuil, Paris, 1984, et de l'article de Jean Teillac et Annie Chetioui, «Radioactivité», Encyclopaedia Universalis, 1998, pp. 448-454;
1.1.2. Les dangers des rayonnements ionisants et les premières recommandations sur les doses
1.2. Arrière-plan : la physique des années 30 Le rappel qui suit sur l'histoire de la physique du début du 20ème siècle ne prétend ni à l'originalité ni à l'exhaustivité mais entend apporter quelques bases nécessaires à la compréhension du récit qui suit sur le développement de l'énergie atomique sous l'aspect particulier de la sécurité.
1.2.1. Le neutron, la radioactivité artificielle
1.2.2. La fission
1.2.3. La réaction en chaîne
1.3. Les brevets Joliot
1.4. La réaction en chaîne : une question scientifique et technique
1.4.1. La pile de Chicago
1.4.2. L'intervention des ingénieurs
1.4.3. L'expérience des Français au Canada
chapitre 2. Protection et sécurité au Commissariat a l'energie atomique (1945-1956)
2.1. Les dEbuts du CEA : Protection et sécurité à la charge des savants et des techniciens eux-memes
2.1.1. Création du Commissariat à l'Energie Atomique
2.1.2. ZOE
2.1.3. Le Service d'électronique du CEA (1945-1951)
2.1.4. P1 et les études de protection
2.1.5. La neutronique au Service de Physique Mathématique : le creuset
2.1.5.1. Jacques Yvon
2.1.5.2. Jules Horowitz
2.1.5.3. Le recrutement et la formation d'une école française de neutronique
2.1.6. EL2 : prototype d'une pile de puissance
2.1.6.1. Les incertitudes du projet
2.1.6.2. Premiers incidents d'EL2
2.2. 1951 : Première institutionnalisation : la protection. Médecins et ingénieurs
2.2.1. Une affaire de médecins : le Service de Protection contre les Radiations (SPR)
2.2.2. Création du SHARP et du SCRGR. Médecins ici, ingénieurs là
2.2.3. Vie tourmentée du SCRGR jusqu'à sa suppression en 1964
2.3. Les ingénieurs, comme monsieur Jourdain : la sécurité en marchant
2.3.1. Réorganisation du CEA : le tournant industriel et militaire (1952)
2.3.2. La pile G1
2.3.2.1. Le site de Marcoule
2.3.2.2. Les prédécesseurs de G1
2.3.2.3. Le Département d'Etudes de Piles : les physiciens des réacteurs
2.3.2.4. L'intervention de l'industrie
2.3.2.5. Caractéristiques de G1
2.3.2.6. Accord avec EDF
2.3.2.7. Le premier incident nucléaire français grave
2.3.2.8. La maîtrise de l'effet Wigner
2.3.3. G2 et G3
2.3.3.1. Caractéristiques de G2 et G3
2.3.3.2. L'impératif plutonium
2.3.4. Les piles de recherche, leurs dangers
2.3.4.1. Des piles de recherche pour le développement de l'énergie atomique
2.3.4.2. Les pratiques en matière de sécurité sur les piles de recherche : deux exemples
chapitre 3. Naissance de la sûreté (1957-1959)
3.1. Les deux premières conférences de Genève : deux jalons
3.2. Développement de la sûreté nucléaire aux Etats-Unis
3.2.1. La loi Mac Mahon et l'Atomic Energy Commission
3.2.2. Un comité d'experts
3.2.3. L'Atomic Energy Act
3.2.4. WASH 740
3.2.5. «Distance versus engineered safeguards»
3.2.6. Le Price Anderson Act
3.2.7. L'Accident Maximum Crédible : la Communication de Clifford Beck à Genève en 1958
3.2.8. L'accident maximum plausible comme outil pour le dialogue, ou comment parler des accidents graves
3.2.9. Les études de sûreté
3.3. Naissance de la sûreté en Grande-Bretagne
3.3.1. Le programme atomique anglais
3.3.2. Le développement de la sûreté au Royaume-Uni
3.3.3. Les communications britanniques à Genève en 1955
3.3.4. L'accident de Windscale
3.3.5. L'organisation de la sûreté au sein de l'AEA
3.3.6. L'article de Farmer à la conférence de Genève en 1958
3.4. Naissance de l'organisation de la sûreté au CEA
3.4.1. Un premier «Groupe d'études»
3.4.2. L'enjeu d'une organisation nationale de sûreté dans le contexte atomique international
3.4.2.1. Euratom
3.4.2.2. L'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA)
3.4.3. Le rôle des accidents
3.4.3.1. NRX
3.4.3.2. Windscale
3.4.3.3. Kychtym
3.4.3.4. Vinca
3.4.3.5. NRU
3.4.3.6. G1 et Alizé
3.4.3. Le projet d'organisation de la sûreté au sein du CEA : la Commission de Sûreté des Installations Atomiques
3.4.4. La sous-commission de sûreté des piles. Jean Bourgeois
3.4.4.1. La SCSP
3.4.4.2. Jean Bourgeois
3.4.4.3. François de Vathaire et le GTSP
3.4.4.4. Le premier cours sur la «Sûreté» pour les ingénieurs en Génie Atomique
3.4.4.5. L'organisation de la sûreté au CEA
3.4.5. Les autres sous-commissions : criticité, contamination, sites, transport
PARTIE II : L'élaboration d'une doctrine et l'institutionnalisation de la sûreté en France (1960-1970)
Chapitre 4. L'institutionnalisation de la sûreté au sein du CEA : l'examen par la Commission de Sûreté des Installations Atomiques (CSIA) des piles du CEA
4.1. Introduction : le rôle de la commission
4.1.1. Francis Perrin et le fonctionnement de la CSIA
4.1.2. La création de la CSIA : une heureuse initiative
4.2. L'examen de la sûreté des piles expérimentales du Commissariat
4.2.1. Examen des autorisations de fonctionnement des piles : renforcement des exigences de sûreté et nécessité d'études complémentaires
4.2.1.1. Rubéole II et les normes de protection
4.2.1.2. Crésus, Alizé II : renforcement des conditions d'exploitation
4.2.1.3. Peggy et G2-G3 : droit de veto de la SCSP
4.2.1.4. Le hall de Mélusine
4.2.3. L'incident d'EL3 et le problème des responsabilités
4.2.3. Le rôle des experts de sûreté : conseiller ou contrôler un projet ? A quel moment intervenir ?
4.2.4. Fiabilité des systèmes de sûreté et impératifs d'exploitation : l'adoption d'un principe canadien
4.2.5. De la fiabilité de l'électronique aux problèmes d'exploitation
4.3. L'examen de la sûreté des réacteurs de puissance du CEA : les relations avec le centre de Marcoule
4.3.1. Les relations du GTSP avec le centre de Marcoule. Le cas de l'augmentation des températures de gaine
4.3.2. L'augmentation des températures de G1
4.3.2.1. Les préventions des métallurgistes
4.3.2.2. Les filtres de G1
4.3.3. Le relèvement des températures de G2-G3
4.3.3.1. Rédaction du rapport de sûreté de G2-G3
4.3.3.2. Examen du rapport de sûreté de G2-G3
4.3.3.3. Puissance globale ou puissance spécifique ?
4.3.3.4. Le facteur
4.3.3.5. Rapports de force autour d'un code de calcul
Chapitre 5. Les études de sûreté au Commissariat à l'energie atomique
5.1. Enjeu des études de sûreté : contribuer également à la compétitivité économique de l'énergie atomique
5.2. Les études générales de sûreté
5.3. Les études de sûreté relatives aux réacteurs de puissance de la filière graphite
5.4. Les études de sûreté relatives aux réacteurs de puissance de la filière eau lourde-gaz
5.4.1. Le projet EL4
5.4.2. L'examen de la sûreté d'EL4
5.5. Les études de sûreté des réacteurs modérés et refroidis à l'eau ordinaire
5.5.1. Un premier réacteur dédié aux études de sûreté : la pile Cabri pour les études de transitoires
5.5.2. Les accidents de refroidissement
5.5.3. Essais destructifs pour la simulation d'accidents de réactivité
5.6. La sûreté des réacteurs à neutrons rapides
5.6.1. Le projet Rapsodie
5.6.2. Examen de Rapsodie par la CSIA
5.6.3. Poursuivre les études pour le lever les incertitudes et autoriser des hypothèses moins pessimistes pour les réacteurs du futur
5.7. Les études de sûreté relatives à l'émission et à la filtration des produits de fission
5.8. Evolution de la philosophie du CEA pour les études de sûreté
CHAPitre 6. Les relations de la CSIA avec les organismes extérieurs au CEA. l'insuffisance de la réglementation en matière de sûreté nucleaire
6.1. Les débuts des rapports entre le CEA et EDF à propos de la sûreté : EDF1
6.1.1. Entrée d'EDF sur la scène nucléaire
6.1.1.1. Caractéristiques du premier réacteur d'EDF : EDF1
6.1.1.2. Problèmes de construction.
6.1.2. Premiers contacts à propos de la sûreté
6.1.2.1. La pile «Marius»
6.1.2.2. Le rapport de sûreté d'EDF1
6.1.2.3. Séance du 5 juillet 1962 : examen préliminaire d'EDF1
6.1.3. La séance du 6 décembre 1962 de la CSIA: examen du rapport de sûreté d'EDF1
6.1.3.1. Le risque nucléaire et les sites
6.1.3.2. L'examen des problèmes techniques
6.1.3.4. L'étude des accidents
6.1.3.4. Délibération et conclusion de la commission
6.2. Les rapports de la CSIA du CEA avec d'autres organismes intéressés par l'énergie atomique
6.2.1. Les rapports avec l'industrie privée
6.2.2. La question des sites
6.2.2.1. Le site de Cadarache
6.2.2.2. La centrale de Chooz
6.3. Un timide début de réglementation spécifique aux installations nucléaires : le décret du 11 décembre 1963
6.3.1. L'absence de cadre réglementaire spécifique aux installations nucléaires
6.3.2. Le contenu du décret de 63
6.3.4. Un impact limité
6.4. Examen des rapports de sûreté des réacteurs EDF2 puis EDF3 par la CSIA
6.4.1. Examen du dossier d'EDF 2
6.4.2. La montée en puissance d'EDF2
6.4.3. Examen de la sûreté d'EDF3 avant démarrage
6.5. Décret de 1963 (suite). Examen d'EDF4 et relations CSIA-CIINB
6.6. Examen de la sûreté de la centrale des Ardennes
6.6.1. Séance du 17 juin 1966 de la CSIA : essais de démarrage et de montée en puissance
6.6.2. Séance du 21 novembre 1967 de la CSIA : avis sur le fonctionnement en puissance
6.6.3. L'incident de janvier 1968
6.7. Les relations avec les ministères après l'institutionnalisation de la sûreté : les effluents et les déchets
6.7.1. Les effluents
6.7.2. Les déchets et le ministère de l'Intérieur
6.7.3. Le Conseil Supérieur d'Hygiène Publique de France et le danger des rayonnements
Chapitre 7. Le cheminement vers l'affirmation d'une position française en matière de sûreté
7.1. Le rejet de «l'accident maximum prévisible». La troisième conférence de Genève
7.1.1. La position française
7.1.2. La communication de Farmer lors de conférence de Genève de 1964
7.2. Le colloque de l'Agence de Vienne d'avril 1967
7.2.1. La position française
7.2.2. La communication de Farmer : l'approche probabiliste
7.2.3. Réaction française à l'article de Farmer
7.3. Conclusion : le «dialogue technique» à la française
Partie III : les repercussions du transfert de technologie depuis les Etats-Unis, redistribution des rôles, continuite dans la doctrine de sûrete (1970-1979)
Chapitre 8 : La mise en place du tripode de la sûreté
8.1. La guerre des filières
8.2. La réorganisation du CEA, 1969-1972. La création du Département de Sûreté Nucléaire
8.2.1. La réorganisation du CEA : André Giraud Administrateur Général
8.2.2. La mission «Protection et sûreté nucléaires»
8.2.3. Jean Bourgeois et la création du Département de Sûreté Nucléaire
8.2.3.1. Pierre Tanguy
8.2.3.2. François Cogné
8.3. Les Groupes Permanents : la formalisation du processus d’expertise
8.4. Les Pouvoirs Publics : La création du Service Central de Sûreté des Installations Nucléaires (SCSIN)
8.4.1. Les motifs de la création du Service Central de Sûreté des Installations Nucléaires
8.4.2. Les réformes de 1973 : le SCSIN
8.4.2.1. Les textes de création
8.4.2.2. Une procédure plus codifiée
8.4.2.3. Les moyens
8.4.3. Le Comité Interministériel de la Sécurité Nucléaire (CISN)
8.5. Relations CEA-Ministère en matière de sécurité nucléaire : la naissance de l'Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN)
8.5.1. La stratégie du CEA
8.5.2. La stratégie du ministère
8.5.3. Obtenir l'adhésion du personnel du CEA, et de l'opinion
8.5.4. L'Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire
8.5.4.1. Structure de l'institut
8.5.4.2. Le regroupement de la protection et de la sûreté
8.6. Conclusion : le tripode de la sûreté
Chapitre 9 : L'adoption du PWR. Le transfert de technologie et ses répercussions en matière de sûreté
9.1. Le PWR : constructeurs et architecte
9.1.1. Le concept de centrale de référence : assurer les conditions d'un transfert de technologie optimum
9.1.2. Les compétences françaises en matière de réacteurs à eau
9.1.3. Non seulement traduire, mais aussi interpréter
9.2. Du côté des analystes du CEA : l'alignement forcé sur les pratiques américaines
9.2.1. La collaboration CEA-AEC
9.2.2. Pour le CEA : l'heure américaine
9.3. Les débats sur la sûreté aux Etats-Unis. La réglementation US
9.3.1. Une question taboue : la fusion du cœur
9.3.2. La controverse sur l'ECCS
9.3.3. Le renforcement de la législation américaine : critères et guides
9.3.4. La question de l’intégrité de la cuve des réacteurs à eau sous pression. La qualité de la construction
9.3.4.1. La question de la qualité de construction aux Etats-Unis
9.3.4.2. L'assurance de la qualité et la mise à niveau de l'industrie française
9.4. La réglementation française en matière de sûreté nucléaire
9.4.1. Les enjeux d'une réglementation
9.4.2. L'intervention du Service des Mines
9.4.3. L’arrêté du 26 février 1974
9.4.4. La réglementation technique générale
9.4.4.1. Pourquoi une réglementation technique générale ?
9.4.4.2. Une réglementation «à la française»
9.4.4.3. La mise sur pied de la réglementation : les quatre niveaux
Chapitre 10 : l'approche probabiliste de la sûreté
10.1. La conception déterministe de la sûreté. La défense en profondeur
10.2. L'étude Rasmussen : WASH 1400
10.2.1. Le contexte du lancement de l'étude Rasmussen
10.2.3. Le contenu, méthodologie
10.2.4. Résultats de l'étude
10.2.5. Les réactions au Rapport Rasmussen aux Etats-Unis
10.3. Les réactions à l’approche probabiliste en France
10.3.1. Des experts globalement très enthousiastes
10.3.2. L’introduction des probabilités dans la réglementation
10.3.3. Un objectif global de sûreté : la lettre SIN 1076/77
10.3.4. L'opposition d’EDF à l’introduction de critères probabilistes
10.3.5. Face à l'opposition d'EDF : la lettre SIN n°576/78
10.3.6. Le dépit des experts
Chapitre 11 : Les Etudes de sûreté au cours de la decennie 70
11.1. Etudes de sûreté sur les réacteurs à eau légère
11.1.1. Les accidents de perte de refroidissement
11.1.1.1. Déroulement d'un LOCA et problèmes de sûreté
11.1.1.2. L'approche analytique
11.1.2. Le circuit primaire et les aciers pour cuve
11.1.2.1. Vraisemblance de la rupture de la cuve
11.1.2.2. Contenu et résultat des premières études
11.1.2.3. La mécanique de la rupture
11.1.2.4. Les contrôles non destructifs
11.1.3. Le comportement du combustible
11.1.4. Une parenthèse : les études de sûreté pour les BWR
11.1.5. Autres études concernant les réacteurs à eau légère
11.2. Etudes de sûreté des réacteurs à neutrons rapides
11.2.1. L'enjeu des études sur les RNR
11.2.2. La spécificité technique et les incertitudes des RNR
11.2.3. L'examen de sûreté de Phénix
11.2.3.1. La séance de la CSIA du 28 juillet 1968
11.2.3.2. Deuxième examen de Phénix : la séance du 13 mai 1969
11.2.4. Les études et recherches sur les RNR
11.2.4.1. Le comportement du combustible en cas d'accident de refroidissement : SCARABEE
11.2.4.2. Accidents de puissance : le programme CABRI
11.2.4.3. Feux de sodium
11.2.5. Le dimensionnement de Superphénix 1
11.2.6. Recherches en matière de sûreté : une optique biaisée ?
11.3. une nouvelle discipline scientifique de l'energie atomique
Partie IV : Three Mile Island : la révision des certitudes (1979-1986)
chapitre 12. Le contexte à la veille de three mile island
12.1. Le contexte industriel et psychologique du nucléaire français à la veille de TMI
12.1.1. Le programme d'équipement nucléaire français
12.1.2. Une politique industrielle : la standardisation
12.1.3. Le coût de la sûreté, le palier 1300
12.2. Les sites et la contestation
12.2.1. La recherche des sites et les procédures administratives
12.2.2. La contestation antinucléaire et les sites
12.2.3. EDF en première ligne
12.2.3.1. Le sentiment d'abandon des hommes de l'Equipement
12.2.3.2. EDF et le service public, la Déclaration d'Utilité Publique
12.2.3.3. Dissimulation ?
12.3. Les experts et les sites
12.3.1. Une question urgente
12.3.2. Un problème interdisciplinaire
12.3.3. Elaboration d'un critère d'évaluation des sites
12.3.4. Application concrète des critères d'évaluation et opposition à plusieurs sites : les cas des sites du Pellerin et Cattenom
12.3.4.1. Le Pellerin
12.3.4.2. Cattenom
Chapitre 13. L'accident de Three Mile Island. les lecons pour la sureté
13.1. L'accident du 28 mars à Three Mile Island
13.1.1. Scénario de l'accident
13.1.2. Une situation de crise
13.1.3. Les conséquences de l'accident
13.2. Les réactions à la suite de l'accident
13.2.1. Aux Etats-Unis
13.2.1.1. La commission Kemeny
13.2.1.2. La commission Rogovin.
13.2.2. Les réactions en France
13.2.2.1. Premières réactions officielles
13.2.2.2. Le rapport Roche-Cayol
13.2.2.3. Le comité des sages de l'Académie des Sciences
13.2.2.4. La mission d'information du ministère de l'industrie
13.3. Les leçons tirées de l'accident de TMI du point de vue de la philosophie de la sûreté. Le choc chez les ingénieurs du nucléaire
13.3.1. La révélation d'un biais conceptuel
13.3.2. Experts de sûreté contre exploitants : qui avait raison ?
13.3.3. La sûreté en exploitation
13.3.3.1. L'analyse technique et les actions post-TMI
13.3.3.2. Adopter le point de vue de l'exploitant.
13.3.3.3. Le concept d'accident de dimensionnement : un piège pour les exploitants
13.3.3.4. L'importance de la qualité du circuit secondaire
13.3.4. L'étude des accidents graves
13.3.4.1. Les Plans particuliers d'intervention
13.3.4.2. De nouvelles procédures de conduite : les procédures ultimes et l'approche par état.
13.3.4.3. Les études de sûreté sur les accidents graves
13.3.5. Le retour d'expérience
13.3.5.1. Le recueil des incidents et la recherche des événements précurseurs
13.3.5.2. Un exemple d'événement précurseur dont on ne tient pas compte : Davis Besse
13.3.5.3. Les organisations créées pour le retour d'expérience d'exploitation
13.3.5.4. Quels incidents prendre en compte pour l'évaluation de la sûreté ?
13.3.5.5. Premier bilan du retour d'expérience
chapitre 14. Le retour d'expérience à l'épreuve des incidents sérieux. La sûreté du parc nucléaire, 1979-1986
14.1. Incident du 13 mars 1980 sur Saint-Laurent A2
14.2. Une mauvaise surprise : la découverte des «fissures» ou Défauts Sous Revêtements
14.2.1. Une annonce de la CFDT
14.2.2. L'enjeu pour la sûreté
14.2.3. Le récit de l'affaire par le Bulletin SN du Ministère de l'industrie
14.2.4. Un problème technique ardu en 1979 et au-delà, sujet de controverses entre experts
14.2.5. L'arrêté du 10 août 1984
14.2.6. Appel à l'humilité des techniciens
14.3. Broches de maintien des tubes guides de grappe de contrôle (incidents de 1982)
14.4. L'Incident de Bugey 5, 15 avril 1984
PARTIE V. L'EXPLOITATION DES centrales D'EDF APRES TCHERNOBYL : l'affirmation du pouvoir de l'administration chargée du contrôle de la sûreté (1986-2002)
CHAPITRE 15. L'ACCIDENT DE TCHERNOBYL ET SES CONSEQUENCES
15.1. L'accident
15.2. L'information sur l'accident de Tchernobyl en France. L'échelle de gravité
15.3. L'internationalisation de la sûreté
15.4. Les accidents graves
15.5. Les accidents de réactivité
15.6. Face à certaines pratiques de l'industrie, instaurer une «culture de sûreté»
CHAPITRE 16. LES DIFFICULTES RENCONTREES SUR LE PARC NUCLEAIRE D'EDF AU COURS DES ANNEES 1989-1992
16.1. Les problèmes matériels
16.1.1. Les générateurs de vapeur
16.1.1.1. La prévention de la corrosion côté secondaire
16.1.1.2. La corrosion sous contrainte côté primaire, une surprise
16.1.1.3. La corrosion côté secondaire
16.1.1.4. Un problème technique délicat qui entraîne des frictions avec les autorités de sûreté
16.1.2. Les pressuriseurs et les couvercles de cuve
16.1.2.1. Découverte de l'anomalie du couvercle de Bugey 3
16.1.2.2. Les piquages des pressuriseurs 1300 et l'échec de l'analyse prévisionnelle ou théorique
16.1.2.3. La difficulté technique du problème : des hypothèses qui se sont avérées inexactes
16.1.2.4. L'incidence sûreté des fissures sur les couvercles
16.1.2.5. La gestion de l'anomalie
16.1.2.6. Les critiques de la DSIN : la réactivité insuffisante d'EDF
16.1.2.7. Epilogue : la controverse autour de l'inconel 600
16.1.3. Quelques autres exemples de problèmes sur les matériels
16.1.3.1. Anomalie des grappes de commande des tranches 900
16.1.3.2. Fissures sur les tuyauteries de vapeur; Fessenheim 1
16.1.3.3. Les liaisons bimétalliques, 1990-1993
16.2. Les Incidents de maintenance de l'ete 1989
16.2.1. Les faits : Gravelines 1, août 1989; Dampierre 1, juillet 1989
16.2.2. Le jugement de l'autorité de sûreté
16.2.3. Les incidents de maintenance en débat au CSSIN
16.2.4. Une appréciation différente des problèmes ?
16.3. Péripéties autour des réacteurs à neutrons rapides Superphénix et Phénix
16.3.1. La fuite du barillet de Superphénix en 1987
16.3.2. Anomalies de réactivité sur Phénix de 1989 et 1990
16.3.3. Superphénix 1990-1992
16.3.4. Le rapport de Michel Lavérie du 16 juin 1992
CHAPITRE 17. LA VISITE DECENNALE DE FESSENHEIM ET LA CONTRE-EXPERTISE DE LA COMMISSION LOCALE DE SURVEILLANCE
17.1. La mission des contre-experts
17.2. Le point de vue de chacun sur la visite décennale
17.3. Les problèmes techniques évoqués par la mission : le risque hydrogène et les accidents graves. L'évolution de la position des experts officiels au cours de la décennie 90
CHAPITRE 18 : LES RELATIONS ENTRE L'AUTORITE DE SURETE ET EDF, LE TOURNANT DES ANNEES 1989-1992
18.1. Les causes de la dégradation des relations entre l'autorité de sûreté et EDF : non pas des problèmes socio-politiques, mais des questions techniques épineuses, des dérives d'EDF également
18.2. Les griefs d'EDF à l'égard des autorités de sûreté : le rapport annuel 1989 de l'IGSN
18.3. L'affirmation par le SCSIN de son rôle
18.3.1. L'affirmation d'un pouvoir réel
18.3.2. La communication et l'ouverture vers l'extérieur
18.4. Les experts et l'opinion
18.4.1. Un processus d'expertise à plusieurs niveaux
18.4.2. Compétence scientifique et technique
18.4.3. Une certaine vision de la science et de la technique
18.5. Le contexte modifié
18.5.1. L'implication des hommes politiques
18.5.2. L'opposition de la CGT à la direction d'EDF
18.5.3. Le changement de contexte pour EDF
18.5.4. Un organisme de contrôle moins «serviteur de l'Etat» que «au service du public» ?
18.6. Des réformes de structure
18.6.1. Au sein de l'IPSN
18.6.2. Au sein de l'administration
Chapitre 19 : La période 1993-2002, l'autorite de sûreté
19.1. Une administration qui poursuit l'affirmation de son autorité
19.2. Superphénix 1992-1997
19.3. Les rejets
19.4. L'accent sur la radioprotection
19.4.1. La radioprotection des travailleurs extérieurs
19.4.2. La radioprotection, indice de la sûreté
19.5. Transparence et indépendance
conclusion
I. Récit et leçons tirées de chaque période
Première période : 1945-1959
Deuxième période : 1960-1970.
1970-1979
1979-1986
1986-2002
II. Considérations générales
Les mécanismes d'apprentissage
D'une vision statique à une vision évolutive de la technique
L'internationalisation précoce des questions de sûreté a limité la tendance à l'ossification nationale des raisonnements des experts.
Le retard est parfois une chance
Des méthodes de gestion de la sûreté qui ne sont jamais neutres, toujours le fruit d'un contexte
Le rôle du contexte réglementaire : le «French cooking»
Une nécessaire immersion dans les questions techniques
Un rôle pratique pour l'histoire des techniques
La gestion de la sûreté nucléaire : un modèle pour les autres systèmes techniques à risque ?
AnnexeS
Annexe 1 : Organigrammes du Commissariat à l'Energie Atomique
Organigramme du CEA, 1958
Organigramme du C.E.A. au 1er janvier 1960
Organigramme du C.E.A. au 1er mars 1963 (Extrait)
Organigramme du CEA (1972)
Annexe 2 : Réacteurs nucléaires construits en France (chronologie)
Chronologie des réacteurs de puissance UNGG
Tranches PWR EDF
Annexe 3 : Chefs des divers organismes liés à la sûreté nucléaire
Administration :
SCSIN puis DSIN (Service Central de la Sûreté des Installations Nucléaires, puis Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires)
CIINB (Commission Interministérielle des Installations Nucléaires de Base)
CISN (Comité Interministériel de la Sécurité Nucléaire)
CSSN, CSSIN (Conseil Supérieur de la Sûreté Nucléaire, puis Conseil Supérieur de la Sûreté et de l’Information Nucléaires)
Experts :
IPSN (Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire)
GROUPES PERMANENTS
Industriels
Annexe 4 : Sigles et abréviations
Sources
I. Sources Primaires
Archives
Archives du Commissariat à l'Energie Atomique
Archives CSSN/CSSIN
Archives DES-IPSN et Groupe Permanent
Rapports d'activité
Entretiens
Conférences
Articles, rapports techniques, revues specialisées : présentation
Rapports de l'IPSN.
Liste et présentation des revues
Liste des articles
II. BIBLIOGRAPHIE
Histoire de l'énergie atomique. Controverses sur l'énergie atomique.
Histoire et sociologie du risque.
Histoire des sciences et des techniques. Histoire des élites scientifiques, techniques et administratives
