Soutenance mémoire
En fin de vie, les installations nucléaires font l’objet d’opérations dites d’assainissement et de démantèlement (A&D), réalisées dans un contexte réglementaire et économique contraint. En France, les Installations Nucléaires dites de Base (INB) et les Installations dites Individuelles (II), dont l’A&D est placé respectivement sous l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) et l’Autorité de Sûreté Nucléaire de Défense (ASND), sont particulièrement concernées par de telles opérations. Leur A&D implique des opérations complexes nécessitant la collaboration d’un grand nombre d’acteurs de domaines d’activité variés. Il doit également faire face à de nombreuses exigences et contraintes réglementaires, de sûreté, de sécurité et de performance des opérations qui, dans le milieu Nucléaire, nécessitent démonstrations et justifications de leur prise en compte avant comme pendant la réalisation de l’opération elle-même.
Dans le but d’améliorer la reproductibilité à grande échelle de cet A&D et d’aller vers une vision opérationnelle plus industrielle, il faut d’abord appréhender, s’assurer et démontrer au plus tôt de l’efficience des opérations et de la sûreté des personnes comme des installations. Il faut ensuite arriver à structurer, à organiser et à suivre les projets, les usages et les pratiques. Le CEA mène aujourd’hui des recherches pour mieux préparer puis piloter ces projets et, ainsi, réduire les coûts et les délais, tout en continuant d’assurer la sûreté et la sécurité à tout instant des opérations, des installations et des intervenants. Des méthodes, des procédures et des procédés partagés et reconnus par l’ensemble des parties prenantes sont actuellement proposés. Cependant, certaines problématiques persistent aujourd’hui pour parvenir à une vision globale du projet lorsqu’il est en préparation puis en exécution, en tenant compte à la fois des référentiels d’exigences et des contraintes fortes, et des échelles temporelles beaucoup plus distendues que dans la plupart des projets industriels.
Contexte des travaux et premiers constats
L’A&D des installations nucléaires et plus particulièrement des INB (Installations Nucléaires de Base) est un domaine en expansion qui est opéré dans un contexte très complexe. D’une part, le nombre d’installations concernées, de types très divers, augmente, et de nombreux projets d’A&D sont déjà en cours de réalisation, ou prévus à court/moyen termes. Le cycle de vie d’une installation nucléaire s’étendant souvent sur une période significative, de plusieurs décennies simplement de la construction jusqu’à l’arrêt définitif, puis également de plusieurs décennies par la suite pendant la réalisation des opérations d’A&D, cela signifie que plusieurs générations de travailleurs sont concernées. Les facteurs organisationnels et humains (FOH) sont donc particulièrement importants à considérer, liés par exemple aux évolutions successives en matière de pilotage opérationnel ou de management des risques. De même, la configuration de l’installation évolue continuellement, que cela soit lié à des modifications dues aux avancées technologiques, ou à des incidents qui l’affectent en cours d’exploitation. Ces changements doivent être connus et pris en compte dans les scénarios d’A&D, afin de garantir la sûreté et la sécurité des installations, des personnes et de l’environnement, et ce à tout moment. D’autre part, de nombreuses parties prenantes sont impliquées dans chaque projet, représentantes de domaines d’activité variés, avec des points de vue et des besoins propres, induisant des exigences spécifiques, notamment en Données, Informations et Connaissances (DIC) à manipuler. La gestion de ces DIC par nature hétérogènes (en termes de qualité, de format, de disponibilité, etc.), souvent noyées dans des corpus documentaires conséquents et concernant des périodes temporelles pouvant être importantes (enregistrements, plans papiers, rapports d’expertise, etc.), devient cruciale tout au long des projets d’A&D. Dans ce contexte, le Commissariat à l’Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA) consacre depuis de nombreuses années des moyens à la collecte et à l’analyse du retour d’expérience des projets d’A&D passés. L’objectif est de faciliter la reproductibilité des opérations qui sont menées, en généralisant les meilleures pratiques et en promouvant des règles d’organisation efficaces comme des solutions techniques éprouvées. Le CEA mène également des recherches pour améliorer en continu la performance des opérations d’A&D, réduire leurs coûts et leurs délais, et maîtriser les risques.
Historique
Pour préciser l’importance de ces travaux au sein du CEA, et afin d’en comprendre et d’en identifier les éventuels manques et les verrous, il est important d’en rappeler tout d’abord l’historique de manière plus globale, puis d’analyser comment le CEA s’est approprié la problématique. En effet, l’A&D est un domaine, né de la nécessité de trouver un mode de gestion à long terme des installations nucléaires, dont les règles et méthodologies ont été structurées relativement récemment. Cet effort de structuration peut s’expliquer par de nombreux facteurs, notamment par :
• les difficultés à gérer les nombreuses installations à vocation militaire construites en suivant en priorité des contraintes de fonctionnement et non de démantèlement ;
• l’essor du nucléaire civil entraînant une augmentation considérable du nombre d’installations nucléaires (et donc la prise de conscience du besoin de les démanteler à moindre coûts et délais) ;
Nous dresserons ici une synthèse de l’historique de l’A&D.
Dans le monde et en Europe
Au niveau international, c’est principalement l’AIEA (Agence Internationale de l’Energie Atomique, sous l’égide de l’ONU), créée en 1957, qui est en charge d’émettre les principales recommandations concernant les modalités de l’A&D. Celles-ci ont beaucoup évolué, et de nombreuses publications ont été émises au fil du temps, notamment portant sur les différentes stratégies de démantèlement (IAEA, 2005) (IAEA, 2007). Trois principales stratégies ont été étudiées de manière approfondie : le démantèlement immédiat – « Immediate dismantling » ; le démantèlement différé – « Deferred Dismantling » (IAEA, 2018); et le confinement sûr – « Safe Enclosure » ou « Entombment » (Thierfeldt, 2012), ce dernier signifiant un effort d’A&D réduit. Les recommandations de l’AIEA n’ont pas de valeur juridique, mais constituent néanmoins une référence reconnue et souvent suivie au niveau international : on peut citer l’exemple des 3 niveaux de démantèlement, qui servaient de références en France avant les années 2000 (Bataille, 1997). Un certain nombre d’autres organismes participe activement aux évolutions dans le domaine de l’A&D. C’est notamment le cas de l’OCDE (Organisation de Coopération et de Développement Économique) par le biais de son Agence pour l’Énergie Nucléaire AEN, fondée en 1958. Plus récemment, d’autres organismes ont également vu le jour et ont un impact plus réduit sur l’A&D, tels que l’Association Nucléaire Mondiale ANM fondée en 2001.
Au niveau européen, c’est le traité Euratom, signé en même temps que le traité de Rome en 1957, qui a institué la Communauté européenne de l’énergie atomique dès 1958 et a donc suivi de près les évolutions du domaine de l’A&D. Les directives européennes qui ont été émises depuis contraignent juridiquement le secteur nucléaire et également la réalisation des opérations d’A&D, notamment (European Council, 2011) (European Council, 2014). À titre d’exemple, et pour se faire une idée de l’évolution croissante du nombre d’installations nucléaires qui seront en démantèlement à l’avenir dans le monde, pour la seule catégorie des réacteurs nucléaires et au 22 octobre 2018 d’après l’OCDE (Magwood, 2018) : 169 réacteurs nucléaires sont à l’arrêt définitif dont 107 en Europe ; 454 sont en fonctionnement dont plus de la moitié sont âgés de plus de 30 ans et 75 âgés de plus de 40 ans. Or, considérant une durée de fonctionnement prévue à la conception généralement inférieure à 60 ans (souvent 40 ou 50 ans), et une durée de démantèlement après arrêt définitif dépassant régulièrement plus de la moitié de la durée de fonctionnement, il semble évident que le nombre de réacteurs en démantèlement dans le monde aura une tendance croissante à court et moyen terme.
En France
En France, l’ensemble des 58 réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) exploités pour la production industrielle d’électricité ont été construits et mis en fonctionnement entre 1977 et 2000. Aujourd’hui, aucun n’est encore à l’arrêt définitif, malgré une durée de fonctionnement à la conception prévue – mais non bornée juridiquement – de 40 ans, et un âge moyen de 33 ans en décembre 2018 (Bataille & Birraux, 2003). En comparaison, seuls 13 réacteurs électrogènes, de types variés (9 UNGG, 2 RNR, 1 REP et 1 RELRG), et tous mis en service avant 1975 (sauf Superphénix, en 1986), sont en phase de démantèlement aujourd’hui. Mais la France compte aussi d’autres installations nucléaires, nombreuses, et de plusieurs types : installations liées au cycle du combustible nucléaire, installations d’entreposage de déchets radioactifs, etc. (ASN, 2015). Au niveau national, le domaine de l’A&D a aujourd’hui un peu plus de cinquante ans . Néanmoins, relativement peu d’installations ont vu, dans les trois décennies suivant les prémices de l’A&D, leur phase de démantèlement lancée . En effet, les premières installations nucléaires françaises étaient destinées à la recherche dans le domaine militaire, puis à l’armement. Malgré des chantiers importants, c’est l’essor du nucléaire civil dans la décennie 1970 qui a considérablement augmenté le nombre d’installations nucléaires en France et les quantités de matières radioactives mises en œuvre, avec par exemple des installations de recherche, prototypes, ou encore des installations liées au cycle du combustible nucléaire.
La prise de conscience de la nécessité de structurer l’A&D est la suite logique du recensement des installations qu’il conviendra à terme de démanteler. En premier lieu, celles intéressant la Défense, puis les installations de recherche et celles liées au cycle du combustible, et enfin les réacteurs de CNPE (Centrale Nucléaire de Production d’Électricité) évoqués précédemment. Cependant, peu de réglementations et de standards ont vu le jour en matière d’A&D avant les années 2000. C’est en 2006 que l’ASN (Autorité de Sûreté Nucléaire) a été fondée par la loi dite TSN, relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (État Français, 2006). Depuis, plusieurs textes réglementaires de référence pour l’A&D ont vu le jour, telles que le décret du 2 novembre 2007 (État Français, 2007) et l’arrêté du 7 février 2012 (État Français, 2012). Depuis sa création, l’ASN a fortement contribué à mettre en œuvre le cadre réglementaire de l’A&D en France, par une série de décisions (juridiquement contraignantes), de règles, de guides (notamment les guides n°6 et n°14 (ASN, 2016a) (ASN, 2016b)), de rapports, etc. À noter que l’ASN réalise également un certain nombre de dossiers pédagogiques, qui évoquent de nombreux sujets, dont l’historique du démantèlement en France et les différentes stratégies retenues pour les principaux exploitants . Elle met également à jour un lexique relatif à la filière nucléaire. L’ASN collabore fortement dans ses démarches avec l’IRSN, qui l’assiste sur le plan technique et scientifique via plusieurs missions (État Français, 2016). En outre, il est important de noter que, bien que l’ASN soit le principal responsable de l’évolution du cadre réglementaire et normatif en France, elle n’exerce pas son contrôle sur l’ensemble des installations nucléaires, mais seulement sur les INB. En parallèle, l’ASND et le DSND sont en charge des installations nucléaires et activités intéressant la défense (Installation Individuelle d’INBS, SNLE, PAN, etc.). Par ailleurs, les installations mettant en œuvre des quantités réduites de matières radioactives sont classées ICPE et mises sous la tutelle des DREAL. Ce point sera approfondi par la suite. D’un point de vue opérationnel, il existe en France en 2019 quatre exploitants principaux d’installations nucléaires : l’ANDRA, EDF, Orano, et le CEA, la première exploitant à ce jour seulement des installations de stockage, destinées à recueillir les déchets de manière définitive (notion de stockage à ne pas confondre avec l’entreposage, qui définit une immobilisation temporaire).
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Table des matières
Introduction générale
Chapitre I : Contexte général des travaux et problématique
1.1 Contexte des travaux et premiers constats
1.1.1 Historique
1.1.1.1 Dans le monde et en Europe
1.1.1.2 En France
1.1.1.3 Au CEA
1.1.2 Positionnement de l’A&D en France
1.1.2.1 Finalité
1.1.2.2 Mission
1.1.2.3 Objectifs
1.1.2.4 Conclusion : vers un besoin de structuration et de rationalisation de l’A&D en amont
1.2 Problématiques perçues, enjeux et défis
1.2.1 Problématique et enjeux
1.2.2 L’évolution du domaine de l’A&D
1.2.2.1 Organisation
1.2.2.2 Essor des technologies du numérique et de l’information
1.2.2.3 Évolutions technologiques et techniques (hors numériques)
1.2.3 Des défis à relever
1.3 Conclusion : à chaque défi, des verrous correspondant à lever
Chapitre II : État de l’art, orientation des travaux et contributions proposées
2.1 L’A&D
2.1.1 L’installation nucléaire en retrait de service : analyse de l’A&D
2.1.1.1 Définitions
2.1.1.2 Déroulement
2.1.1.3 État final de chaque démantèlement
2.1.1.4 Évolution en cours de déconstruction
2.1.2 Verrous conceptuels
2.1.2.1 Vision partagée entre les parties prenantes des modalités de l’A&D (périmètre, finalité, missions, etc.)
2.1.2.2 Ontologie métier de l’A&D
2.1.2.3 Modèle générique, permettant de gérer l’effet de série de l’A&D, et spécifiant formellement les métadonnées importantes pour l’A&D
2.1.2.4 Conclusion sur les verrous conceptuels
2.1.3 Verrous méthodologiques
2.1.3.1 Consolidation des règles de conception de l’A&D
2.1.3.2 Référentiel unique et partagé d’exigences SMART
2.1.3.3 Accessibilité et adaptabilité des standards et règles
2.1.3.4 Capacité à prévoir à l’avance et adapter rapidement les scénarios d’A&D en suivant et traçant les évolutions
2.1.3.5 Méthodologie qui intègre l’entreprise étendue, avec notamment des processus partagés et une validation de la réponse aux exigences par l’ensemble des parties prenantes via une démarche agile
2.1.3.6 Conclusion sur les verrous méthodologiques
2.1.4 Verrous techniques
2.1.4.1 Outils interopérables et fichiers d’échanges conformes et compatibles
2.1.4.2 Garantie de la fiabilité des données d’entrée
2.1.4.3 Conclusion sur les verrous techniques
2.1.5 Verrous économiques et liés au FOH
2.1.5.1 Conciliation des intérêts industriels de la propriété intellectuelle des parties prenantes dans des démarches collaboratives
2.1.5.2 Accompagnement au changement pour catalyser les changements de pratiques et d’habitudes
2.1.5.3 Conclusion sur les verrous économiques et liés au FOH
2.2 Théoriser, structurer et rationnaliser l’A&D : des activités qui orientent les travaux vers l’approche système
2.2.1 L’Ingénierie Système
2.2.2 La modélisation d’entreprise
2.2.3 Synthèse et constats dans l’A&D aujourd’hui
2.2.4 Méthode de travail
2.3 Positionnement et vue d’ensemble des travaux
2.3.1 Proposition d’une méthode pour lever certain des verrous identifiés
2.3.2 Les concepts
2.3.3 Les langages de modélisation
2.3.4 La démarche opératoire
2.3.5 Les outils
2.3.6 Complément : une méthode qui devra prendre en compte deux concepts essentiels pour répondre aux problématiques
2.4 Contributions proposées de ces travaux
Chapitre III : Contribution théorique
3.1 Introduction
3.2 Les éléments conceptuels de la méthode
3.2.1 Les systèmes en jeu
3.2.2 La cible : une installation nucléaire
3.2.2.1 Finalité, missions et objectifs d’une installation nucléaire
3.2.2.2 Le cycle de vie d’une installation nucléaire
3.2.2.3 Principaux systèmes contributeurs de l’installation nucléaire
3.2.2.4 Architectures d’une installation nucléaire
3.2.3 L’émergence d’un SA&D
3.2.3.1 Passer du système pour la déconstruction au(x) SA&D
3.2.3.2 Finalités, missions et objectifs
3.2.3.3 Un système fortement couplé à une installation nucléaire
3.2.3.4 Un couplage qui implique des interactions avec de nombreux autres systèmes
3.2.3.5 La fin de vie d’un SA&D
3.2.3.6 Un SA&D maintenu en conditions opérationnelles principalement par le système pour l’exploitation et la maintenance
3.2.3.7 Architectures du SA&D : un système organisationnel et technique
3.2.3.8 Décomposition d’un SA&D en lots
3.2.4 L’environnement des SA&D : le sur-système et les systèmes à l’interface
3.2.4.1 L’existence de systèmes relatifs aux programmes d’A&D, d’un système de gestion stratégique, et d’un sur-système global de l’A&D
3.2.4.2 Des interactions à hiérarchiser
3.2.4.3 Les contextes : des interactions permanentes et fortes
3.2.4.4 Des parties prenantes à identifier
3.2.5 Synthèse : construction d’un méta-modèle
3.2.6 Points de vue retenus pour la modélisation
3.2.6.1 Justification de ces points de vue
3.2.6.2 Vers les DSML
3.2.7 Les concepts et relations
3.2.7.1 Exemple de concept de structuration : la méta-classe DAndDPlatform
3.2.7.2 Exemples de concepts métiers : les différents systèmes mis en jeu
3.2.7.3 Détail d’un concept métier entièrement nouveau
3.2.7.4 Détail d’un concept métier issu de SPEM adapté à notre méta-modèle : la MethodConfiguration
3.2.7.5 Détail de deux concepts métiers issus de méthodes éprouvées de l’IS, et adaptés à notre contexte : Requirement et Risk
3.2.8 Qualités essentielles du méta-modèle
3.2.8.1 Possibilité de travailler par niveaux d’abstraction (problème/solution)
3.2.8.2 Méta-modèle unique induisant l’interopérabilité des modèles
3.2.8.3 Méta-modèle transposable à d’autres cadres que le CEA, et pérenne
3.2.9 Conclusion de l’approche conceptuelle
3.3 Des patrons de modélisation au service du Référentiel Méthode
3.3.1 Qu’est-ce qu’un patron de modélisation ?
3.3.2 Formalisation du concept de Patron et de ses mécanismes de gestion
3.3.3 Conclusion
3.4 La démarche opératoire de la méthode
3.4.1 Une phase de conception : le « Design Time »
3.4.1.1 Une phase de conception guidée par la notion de système de systèmes
3.4.1.2 Peut-on préconiser des règles métiers qui régissent la démarche ?
3.4.2 Une phase d’exécution : le « Run Time »
3.4.2.1 Description de la phase
3.4.2.2 Une phase portée par un workflow adaptatif
3.4.3 La démarche opératoire : plusieurs « Design Time » et plusieurs « Run Time »
3.4.3.1 Constat dans la pratique
3.4.3.2 Mise en œuvre des multiples « Design Time » et « Run Time »
Conclusion générale
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