Article 3.1.10
Les critères spécifiques mentionnés à l'article 3.1.1 de la présente décision applicables aux modifications relatives du combustible des réacteurs électronucléaires sont les suivants :
- la démonstration de sûreté nucléaire des opérations envisagées utilise des méthodes, des règles d'étude et des critères de sûreté déjà validés, sans les modifier ou en introduire de nouveaux. Elle est fondée sur les critères déjà utilisés dans le rapport de sûreté de l'installation pour des configurations équivalentes ;
- les conclusions du rapport de sûreté de l'installation concernée ne sont pas modifiées et les marges existant dans les études de sûreté sont préservées ;
- la modification n'entraîne pas une évolution des conditions de réalisation d'essais susceptible de compromettre la qualification des outils de calcul scientifique utilisés dans la démonstration de sûreté nucléaire ;
- la modification n'entraîne pas de modification matérielle ou fonctionnelle des systèmes de protection et de surveillance du cœur des réacteurs ;
- la modification appartient à l'un des types suivants :
- évolutions apportées à des assemblages combustibles ou à des grappes absorbantes déjà chargés sur plusieurs réacteurs et présentant des marges préservées vis-à-vis des aspects hydrauliques, mécaniques, thermomécaniques et neutroniques de la démonstration de sûreté nucléaire ;
- opérations de chargement ou de poursuite d'irradiation d'assemblages expérimentaux de démonstration, de quelques crayons à huit assemblages de combustible au maximum ;
- évolutions ayant pour objet d'intégrer le retour d'expérience ou d'étendre à d'autres réacteurs ou d'autres gestions de combustible des modifications bénéficiant d'une autorisation de l'Autorité de sûreté nucléaire et se limitant aux modifications des règles d'essai, sans en changer les principes, les méthodes et les objectifs, pour :
- les essais physiques de redémarrage des règles générales d'exploitation ;
- les essais périodiques en cours et en prolongation de cycle des règles générales d'exploitation des systèmes de mesure de la puissance nucléaire et de régulation des grappes de commande ;
- opérations de mise en œuvre des outils de restauration, de réparation ou d'examen du combustible réalisées dans le bâtiment d'entreposage du combustible, ou d'adaptation de ce bâtiment et des procédures de réception ou d'évacuation du combustible pour la mise en œuvre de nouveaux emballages de transport de substances radioactives.