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\n
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Il est créé auprès du ministre chargé de l'industrie un Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires.
\n
La mission générale confiée au Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires s'étend :
\n
- à l'ensemble des questions relevant du ministre chargé de l'industrie et touchant à la sûreté des installations nucléaires, définie comme l'ensemble des dispositions techniques prises au stade de la conception, de la construction, puis de l'exploitation pour en assurer le fonctionnement normal, prévenir les accidents et en limiter les effets ;
\n
- à l'ensemble des questions touchant à l'information du public et des médias et relatives à la sûreté des installations nucléaires relevant du ministre chargé de l'industrie, ainsi qu'à l'information du public en cas d'incident ou d'accident survenu dans une installation nucléaire relevant du ministre chargé de l'industrie.
\n
Il peut être consulté par le ministre chargé de l'industrie sur toutes questions importantes touchant à la sûreté nucléaire, ainsi qu'aux dispositions envisagées pour assurer une bonne information des populations sur la sûreté ainsi qu'en cas d'incident ou d'accident survenu dans une installation.
\n
Le conseil adresse au ministre chargé de l'industrie toutes recommandations qu'il juge utiles pour accroître l'efficacité de l'action d'ensemble poursuivie dans ces domaines.
\n
En outre, l'Assemblée nationale, le Sénat, les conseils régionaux ou généraux concernés ou, le cas échéant, les commissions spécialisées par eux constituées peuvent demander au ministre chargé de l'industrie de soumettre à l'examen du conseil toutes questions importantes relatives à ces sujets.
\n
Le conseil apprécie les résultats d'ensemble de l'action poursuivie dans ces domaines et adresse annuellement au ministre chargé de l'industrie un rapport sur ses activités.
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Il est créé au ministère de l'industrie, du commerce et de l'artisanat une direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection placé au sein de la direction des mines. Ce service, principalement responsable de l'étude, de la définition et de la mise en oeuvre de la politique en matière de sûreté nucléaire ainsi que des problèmes qui s'y rattachent, regroupe les moyens du ministère de l'industrie, du commerce et de l'artisanat en matière de sûreté nucléaire.
\n
Elle est notamment chargé :
\n
De préparer et de mettre en oeuvre toutes actions techniques du département relatives à la sûreté des installations nucléaires et en particulier :
\n
Elaborer la réglementation technique concernant la sûreté des installations nucléaires et suivre son application ;
\n
Organiser et animer l'inspection de ces installations, sans préjudice d'application des dispositions de la loi du 30 décembre 1996 dans ce domaine ;
\n
D'examiner pour avis les programmes du commissariat à l'énergie atomique qui s'y rapportent ainsi que les propositions budgétaires correspondantes et suivre l'exécution des programmes ;
\n
De suivre, le cas échéant, les travaux de recherche et développement des autres établissements publics relevant du département dans le domaine de la sûreté nucléaire ;
\n
De recueillir toutes informations utiles sur les problèmes de sûreté nucléaire et les mesures prises en ce domaine en France et à l'étranger ;
\n
De proposer et d'organiser l'information du public sur les problèmes se rapportant à la sûreté ;
\n
Et d'une façon générale, d'examiner les mesures propres à assurer la sûreté des installations nucléaires, notamment les mesures proposées dans ce domaine par le commissariat à l'énergie atomique en application de l'article 2 du décret du 29 septembre 1970 susvisé, et promouvoir leur mise en oeuvre.
\n
La direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection doit être à tout moment en mesure de faire la synthèse des problèmes se rapportant à la sûreté des installations nucléaires. Il prépare et propose, en ce domaine, les positions françaises dans les discussions avec les gouvernements ou les administrations des pays étrangers et organise sur le plan français les modalités pratiques de ces discussions.
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§ 1. - La commission centrale des commissions à pression comprend des membres de droit et des membres nommés par arrêté pour une durée de trois ans ; le mandat de ces derniers peut être renouvelé à son expiration.
\n
§ 2. - Sont membres de droit de la commission :
\n
Le directeur de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie ;
\n
Le chef du service des industries de base et des biens d'équipement ;
\n
Le directeur des hydrocarbures ;
\n
Le directeur du gaz, de l'électricité et du charbon ;
\n
Le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection ;
\n
Le directeur régional de l'industrie, de la recherche et de l'environnement de la région Bourgogne.
\n
§ 3. - Les membres nommés par arrêté comprennent :
\n
Dix représentants du ministère chargé de l'industrie choisis parmi les membres du conseil général des mines et le personnel de la direction de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie, de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, des directions régionales de l'industrie, de la recherche et de l'environnement et des écoles des mines ;
\n
Un représentant du ministère de la défense ;
\n
Un représentant du ministère chargé de l'environnement ;
\n
Un représentant du ministère chargé des transports ;
\n
Un représentant du commissariat à l'énergie atomique ;
\n
Un représentant de l'association française de normalisation ;
\n
Vingt représentants des constructeurs et utilisateurs d'appareils à pression et des organismes techniques ou professionnels intéressés ;
\n
Vingt personnalités désignées en raison de leur compétence.
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La commission est consultée dans tous les cas où son intervention est prévue par les règlements en vigueur.
\n
Elle reçoit communication des dossiers d'accidents d'appareils à pression. Elle peut être saisie par le directeur de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie ou le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, selon leurs compétences respectives, de toutes questions touchant à l'application des lois et règlements concernant les appareils à pression, et notamment à l'élaboration des textes réglementaires.
\n
Les affaires sont adressées au président de la commission qui en saisit soit le rapporteur général ou le rapporteur général adjoint, soit un rapporteur désigné sur sa proposition par le directeur de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie ou le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, selon leurs compétences respectives. Le rapporteur ainsi désigné, s'il n'appartient pas à la commission, participe avec voix consultative à la discussion des affaires dont il est chargé.
\n
Les avis de la commission sont adressés par le président au directeur de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie ou au directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection selon la compétence dont relèvent les affaires traitées.
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La commission établit un règlement intérieur qui est soumis à l'approbation du directeur de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie et du directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. Elle peut en particulier constituer en son sein des sections permanentes ou sous-commissions qui se prononcent en son nom pour certaines affaires.
\n
Elle peut également faire participer à ses travaux, avec voix consultative, des personnes choisies par le président en raison de leur compétence.
\n
La direction de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie assure le secrétariat de la commission.
" } }, "LEGIARTI000006541728": { "META": { "META_SPEC": { "META_ARTICLE": { "NUM": "2", "ETAT": "PERIME", "TYPE": "AUTONOME", "DATE_FIN": "2007-09-01", "DATE_DEBUT": "2002-02-26" } }, "META_COMMUN": { "ID": "LEGIARTI000006541728", "URL": "article/LEGI/ARTI/00/00/06/54/17/LEGIARTI000006541728.xml", "NATURE": "Article", "ORIGINE": "LEGI", "ANCIEN_ID": "PQHJBXXXXXX002AAXXXXXXAB" } }, "NOTA": { "CONTENU": "
NOTA : Décret 2005-52 2005-01-26 art. 7 :
\n
Dans toutes les dispositions à caractère réglementaire relatives à la sécurité industrielle ou la métrologie, les mots : \" direction de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie \" sont remplacés par les mots : \" direction de l'action régionale, de la qualité et de la sécurité industrielle \" et les mots :
\n \" directeur de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie \" sont remplacés par les mots : \" directeur de l'action régionale, de la qualité et de la sécurité industrielle \".
\n
Dans toutes les autres dispositions à caractère réglementaire, les mots : \" direction de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie \" et \" direction générale de l'industrie, des technologies de l'information et des postes \" sont remplacés par les mots :
\n \" direction générale des entreprises \", et les mots : \" directeur de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie \" et \" directeur général de l'industrie, des technologies de l'information et des postes \" sont remplacés par les mots : \" directeur général des entreprises \".
\n
NOTA : Décret 2005-53 2005-01-26 art. 2 :
\n
Dans toutes les dispositions à caractère réglementaire, les mots :
\n \" direction des entreprises commerciales, artisanales et de services \" sont remplacés par les mots : \" direction du commerce, de l'artisanat, des services et des professions libérales \" et les mots : \" directeur des entreprises commerciales, artisanales et de services \" sont remplacés par les mots : \" directeur du commerce, de l'artisanat, des services et des professions libérales \".
\n
Dans toutes les dispositions à caractère réglementaire relatives aux chambres de commerce et d'industrie, les mots : \" direction de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie \" sont remplacés par les mots : \" direction du commerce, de l'artisanat, des services et des professions libérales \" et les mots : \" directeur de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie \" sont remplacés par les mots : \" directeur du commerce, de l'artisanat, des services et des professions libérales \".
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Le ministre de l'environnement a autorité sur les directions et services d'administration centrale du ministère de l'environnement et sur ses services déconcentrés.
\n
I. - Pour l'exercice de ses attributions, il dispose :
\n
1° Du Conseil général des ponts et chaussées, de la direction du personnel et des services, de la direction des affaires financières et de l'administration générale, de la direction de l'architecture et de l'urbanisme, de la direction des affaires économiques et internationales et de la direction de la recherche et des affaires scientifiques et techniques du ministère de l'aménagement du territoire, de l'équipement et des transports ;
\n
2° Du Conseil général des mines, de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, de la direction générale de l'administration et des finances et de la direction de l'action régionale de la petite et moyenne industrie du ministère de l'industrie ;
\n
3° Du Conseil général du génie rural, des eaux et des forêts, de la direction de l'espace rural et de la forêt et de la direction générale de l'administration du ministère de l'agriculture, de la pêche et de l'alimentation.
\n
II. - Pour l'exercice de ses attributions, il fait appel :
\n
1° A la direction générale des stratégies industrielles et à la direction générale de l'énergie et des matières premières du ministère de l'industrie ;
\n
2° Au Conseil général vétérinaire et au Conseil général d'agronomie ;
\n
3° Aux administrations centrales et aux services déconcentrés du ministère de l'intérieur, du ministère de l'éducation nationale, de l'enseignement supérieur, de la recherche et de l'insertion professionnelle, du ministère de la santé publique et de l'assurance maladie, notamment à la direction générale de la santé de celui-ci, et du ministère de l'aménagement du territoire, de l'équipement et des transports autres, pour ce dernier, que les directions d'administration centrale dont il dispose en vertu du 1° du I du présent article ;
\n
4° Aux services déconcentrés du ministère de l'agriculture, de la pêche et de l'alimentation et du ministère de l'industrie ;
\n
5° Aux organismes compétents en matière de protection contre les rayonnements ionisants qui sont rattachés au ministère de la santé publique et de l'assurance maladie ;
\n
6° A l'Institut français de recherche pour l'exploitation de la mer.
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La direction de la demande et des marchés énergétiques veille au bon fonctionnement des marchés finals de l'énergie. Elle propose les mesures favorisant la maîtrise de la demande, l'utilisation rationnelle de l'énergie, la diversification des énergies et le recours aux énergies renouvelables. Elle concourt au développement des techniques, filières et produits s'inscrivant dans le cadre de la politique de maîtrise et d'orientation de la demande énergétique.
\n
Elle élabore et met en oeuvre la politique concernant l'électricité, le transport et la distribution de gaz combustibles, ainsi que la distribution des produits pétroliers et des combustibles solides. Elle veille au bon fonctionnement, d'une part, des services publics de l'électricité et du gaz, d'autre part, de la distribution collective de chaleur.
\n
Elle élabore la réglementation et anime le contrôle technique de l'Etat applicables aux ouvrages électriques et aux installations de distribution de gaz et de produits pétroliers, sous réserve des attributions de la direction de l'action régionale et de la petite et moyenne industrie et de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n
Elle assure la tutelle d'Electricité de France, de Gaz de France et de l'Agence de l'environnement et de la maîtrise de l'énergie. Elle assure, selon les cas, la tutelle ou le contrôle de la Compagnie nationale du Rhône, de la Société nationale d'électricité et de thermique, ainsi que de leurs filiales.
\n
Elle est compétente pour traiter des problèmes statutaires et sociaux des entreprises électriques et gazières.
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Pour l'exercice de ses attributions, le secrétaire d'Etat à l'industrie dispose des directions et services énumérés par l'article 1er du décret du 1er décembre 1993 susvisé, sous réserve de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, conjointement placée sous l'autorité du ministre de l'aménagement du territoire et de l'environnement, ainsi que, en tant que de besoin, des autres directions et services placés sous l'autorité du ministre de l'économie, des finances et de l'industrie.
\n
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Pour l'exercice de ses attributions, le secrétaire d'Etat à l'industrie dispose des directions et services énumérés par l'article 1er du décret du 1er décembre 1993 susvisé, sous réserve de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, conjointement placée sous l'autorité du ministre de l'aménagement du territoire et de l'environnement, ainsi que, en tant que de besoin, des autres directions et services placés sous l'autorité du ministre de l'économie, des finances et de l'industrie.
\n
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Pour l'exercice de ses attributions, le secrétaire d'Etat à l'industrie dispose des directions et services énumérés par l'article 1er du décret du 1er décembre 1993 susvisé, sous réserve de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, conjointement placée sous l'autorité de la ministre de l'aménagement du territoire et de l'environnement, ainsi que, en tant que de besoin, des autres directions et services placés sous l'autorité du ministre de l'économie, des finances et de l'industrie.
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La direction de la qualité et de la sécurité industrielles a pour mission d'élaborer et d'appliquer les politiques relatives, d'une part, à la qualité des produits industriels, d'autre part, à la sécurité des établissements et des installations industriels.
\n
Elle est chargée de promouvoir la qualité des produits industriels, notamment par le développement d'une information des acheteurs sur l'aptitude à l'emploi de ces produits et par la mise en place des moyens d'essais et de mesure nécessaires ; elle est chargée de la métrologie légale. Le service des instruments de mesure, le Bureau national de métrologie et l'école supérieure de métrologie lui sont rattachés. Elle exerce la tutelle sur le laboratoire national d'essais..
\n
Elle élabore et met en oeuvre les mesures concernant la sécurité des mines et des carrières, des dépôts d'explosifs, des stockages souterrains, des appareils à pression de vapeur ou de gaz, du matériel utilisable en atmosphères explosives, du transport, de la distribution de l'utilisation du gaz. Elle coordonne les actions du ministère dans les domaines de l'environnement et de la lutte contre les nuisances industrielles.
\n
Elle élabore et met en oeuvre les mesures relatives à la sûreté nucléaire. La direction générale de la sureté nucléaire et de la radioprotection lui est rattachée.
\n
Elle anime et coordonne l'action des services interdépartementaux de l'industrie et des mines. Les écoles nationales des techniques industrielles et des mines d'Alès et de Douai lui sont rattachées.
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Le comité de l'énergie atomique peut être saisi des problèmes généraux de la politique nucléaire. Il arrête le programme de recherche, de fabrication et de travaux du commissariat à l'énergie atomique :
\n
Ce comité comprend, sous la présidence du Premier ministre, ou d'un ministre ayant reçu à cet effet délégation de celui-ci ou, à défaut, sous la présidence l'administrateur général :
\n
- douze membres de droit :
\n
- l'administrateur général ;
\n
- le chef d'état-major des armées ;
\n
- le secrétaire général du ministère des affaires étrangères ;
\n
- le délégué général pour l'armement ;
\n
- le secrétaire général pour l'administration du ministère de la défense ;
\n
- le directeur général de l'énergie et des matières premières ;
\n
- le directeur général de l'industrie des technologies de l'information et des postes ;
\n
- le directeur du budget ;
\n
- le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection ;
\n
- le directeur de la recherche ;
\n
- le directeur de la technologie ;
\n
- le président du conseil d'administration du centre national de la recherche scientifique ;
\n
- une personnalité choisie par le Premier ministre ;
\n
- une personnalité choisie par le ministre chargé de l'environnement ;
\n
- trois personnalités qualifiées dans le domaine scientifique et industriel, dont l'une exerce les fonctions de haut-commissaire définies à l'article 5 ci-après.
\n
Le haut commissaire ainsi que les autres membres du comité qui ne sont pas membres de droit sont nommés pour trois ans par décret en conseil des ministres.
\n
Le nombre des membres du comité, autres que les membres de droit, qui ont dépassé l'âge de soixante-cinq ans, doit être inférieur à quatre. Si ce nombre est atteint, le plus âgé de ces membres est réputé démissionnaire d'office.
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La société Centrale nucléaire européenne à neutrons rapides S.A. (Nersa) est autorisée à créer sur le site nucléaire dit de Creys-Malville (commune de Creys-Mépieu) l'installation nucléaire de base constituée par un réacteur à neutrons rapides et l'ensemble des équipements implantés dans le périmètre qui lui est associé, fixé sur le plan ci-joint (1), dans les conditions définies par la demande susvisée du 27 octobre 1992 et le dossier joint à cette demande en sa version du 16 décembre 1992 sous réserve des dispositions du présent décret.
\n
Nota :
\n
(1) Le plan annexé au présent décret peut être consulté :
\n
A la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, 99, rue de Grenelle, Paris (7e) ;
\n
A la direction de la demande et des marchés énergétiques, 99, rue de Grenelle, Paris (7e) ;
\n
A la direction régionale de l'industrie, de la recherche et de l'environnement, 146, rue Pierre-Corneille, Lyon (Rhône) ;
\n
A la préfecture de l'Isère, place de Verdun, Grenoble (Isère).
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La société Nersa respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :
\n 1. Qualité de l'installation
\n
En application de l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base, la société Nersa veillera à obtenir pour les structures, composants et systèmes importants pour la sûreté, à savoir les barrières protégeant les travailleurs et les personnes du public des effets des produits dangereux, notamment radioactifs, et les éléments nécessaires à l'efficacité à court et à long terme de ces barrières, une qualité en rapport avec les fonctions qu'ils assurent. Un système efficace permettant que soit définie la qualité à rechercher, que celle-ci soit obtenue, que ce résultat soit contrôlé et que soient rectifiées les erreurs éventuelles, sera mis en place. Ce système comprendra la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées.
\n
En particulier, la société Nersa procédera à la surveillance et au contrôle de l'action de ses fournisseurs sur les différents matériels, notamment du circuit primaire.
\n
Un dossier précisant, pour les différents matériels, les classes de sûreté et les niveaux de qualité adoptés ainsi que les règles, codes ou normes utilisés avec la justification de cette utilisation, sera tenu à jour et adressé à l'occasion de ses mises à jour à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n 2. Eléments combustibles
\n
Des essais et examens appropriés seront effectués, avant le chargement des éléments combustibles dans le réacteur, afin de justifier les options techniques prises et de déterminer les limites technologiques des éléments combustibles. En fonctionnement normal, une marge suffisante par rapport aux limites technologiques ainsi déterminées sera prévue ; en outre, des examens périodiques d'éléments combustibles seront effectués, après irradiation dans le réacteur, afin de vérifier le comportement de ces éléments combustibles en service.
\n
Les éléments combustibles seront munis de systèmes mécaniques permettant de contrôler leur mise en place dans le réacteur et interdisant notamment une mise en place dans une zone insuffisamment refroidie. Les dispositifs d'alimentation en sodium primaire seront conçus de façon à réduire les risques de bouchage.
\n
Un dispositif permettra de détecter et de localiser les éléments combustibles présentant des défauts de gainage. Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 5 et 6 du présent décret fixeront les conditions d'exploitation de ce dispositif afin d'éviter l'entraînement de particules de combustible solide dans le sodium primaire.
\n
\n
En outre, seront soumis à autorisation, délivrée par les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie dès lors que l'installation reste conforme aux prescriptions du présent décret :
\n
- toute modification de l'installation ou de son exploitation ayant un impact notable sur les principales caractéristiques neutroniques du coeur ;
\n
- toute expérience d'incinération d'actinides mineurs. En tout
\nétat de cause, chaque expérience ne pourra porter que sur une quantité d'actinides mineurs inférieure à 20 kilogrammes ;
\n
- tout fonctionnement du réacteur en sous-génération de plutonium. En tout état de cause, la capacité de sous-génération sera limitée à 25 kilogrammes de plutonium par terawattheure.
\n
3. Enceinte intermédiaire : cuve principale,
\n dalle et structures associées
\n
La cuve principale et les structures qui l'entourent seront conçues de façon à permettre l'inspection en service de cette cuve.
\n
Les structures internes, et notamment le sommier supportant les éléments combustibles, seront conçus, réalisés et surveillés afin que les phénomènes susceptibles de les affaiblir, en particulier les vibrations, n'aient pas pour effet de diminuer l'aptitude de ces structures à remplir les fonctions pour lesquelles elles sont prévues.
\n
La cuve principale et le système de remplissage qui lui est associé seront conçus de façon que toute vidange accidentelle soit impossible. Des dispositions seront prises pour que, en cas de fuite de sodium primaire, le refroidissement des éléments combustibles soit suffisant pour éviter un endommagement grave de leur intégrité.
\n
Nersa tiendra à jour et transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier justifiant les dispositions prises ou prévues en application des trois derniers alinéas ci-dessus.
\n 4. Enceinte primaire : cuve de sécurité et dôme
\n
Des dispositions seront prises pour permettre l'inspection en service de la cuve de sécurité. Par ailleurs, des moyens permettant, en tant que de besoin, les essais d'étanchéité des traversées de l'enceinte primaire seront prévus.
\n
Nersa tiendra à jour et transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier sur ces deux points.
\n
L'enceinte intermédiaire et l'enceinte primaire seront conçues de façon à résister aux conséquences d'un accident qui libérerait brutalement une énergie mécanique de 800 mégajoules. L'enceinte intermédiaire ne sera pas la source de projectiles risquant d'endommager l'enceinte primaire ; par ailleurs, les fuites de sodium seront limitées. L'enceinte primaire contiendra, avec une étanchéité suffisante, les effets secondaires éventuels d'un tel accident ; en particulier, pour tenir compte d'un éventuel feu de sodium primaire sous forme pulvérisée, elle pourra supporter une surpression de trois bars.
\n
Nersa réexaminera périodiquement les dispositions prises pour respecter les exigences fixées à l'alinéa précédent et en informera la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n5. Surveillance des matériels et structures
\n
Des dispositions appropriées seront prises et périodiquement actualisées afin d'apprécier l'état des matériels et structures importants pour la sûreté et de détecter précocement leur éventuel vieillissement.
\n
Dans ce cadre, Nersa transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, tous les deux ans, un dossier spécifique au bloc réacteur et aux générateurs de vapeur.
\n 6. Enceinte secondaire
\n
L'étanchéité de l'enceinte secondaire, constituée par le bâtiment du réacteur, sera telle que celle-ci puisse être maintenue en dépression en fonctionnement normal, sauf lors de certaines manutentions spéciales et en cas d'accident plausible survenant à l'intérieur de l'enceinte primaire ou dans la chaîne de manutention. Cette étanchéité fera l'objet de vérifications périodiques.
\n
En outre, l'enceinte secondaire conservera son intégrité en cas de surpression accidentelle résultant d'un feu de sodium et résistera également aux agressions envisagées au point 13 ci-dessous.
\n 7. Refroidissement du coeur en fonctionnement normal
\n et accidentel
\n
En marche normale, la chaleur produite par le coeur du réacteur sera évacuée vers le circuit secondaire des générateurs de vapeur par l'intermédiaire de boucles secondaires véhiculant du sodium.
\n
L'entraînement des pompes des circuits de refroidissement sera assuré par des systèmes appropriés et redondants permettant l'évacuation de la puissance du coeur dans tous les cas de fonctionnement normal, sans dépassement des limites admises pour les éléments combustibles et les structures internes.
\n
L'organisation générale des circuits de refroidissement sera telle qu'en cas d'arrêt des pompes des circuits de refroidissement et compte tenu de l'inertie propre de ces pompes et de leur alimentation, la convection naturelle du sodium assure un refroidissement suffisant.
\n
La teneur en impuretés du sodium des circuits primaire et secondaire sera en fonctionnement normal maintenue à une valeur suffisamment faible pour éviter la présence de particules pouvant entraîner le bouchage des tuyauteries essentielles pour le refroidissement du coeur et une corrosion incompatible avec le bon fonctionnement de l'installation.
\n
Par ailleurs, les fuites éventuelles de sodium primaire vers le sodium secondaire pourront être détectées et localisées. La radioactivité du sodium secondaire sera contrôlée périodiquement.
\n
\n
Les générateurs de vapeur seront conçus et réalisés de façon à limiter les conséquences d'une éventuelle réaction du sodium avec l'eau en cas de fuite ou de rupture d'un tube ; ils seront par ailleurs dotés de dispositifs de protection permettant de prévenir les dommages qui pourraient être causés par la propagation d'ondes de pression à l'ensemble du générateur de vapeur concerné ainsi qu'au circuit de sodium secondaire et à l'échangeur intermédiaire associés. Des dispositifs permettront, d'autre part, de détecter les fuites d'eau vers le sodium et des actions automatiques de sécurité seront, en tant que de besoin, prévues.
\n
Un dossier relatif aux risques de propagation de la rupture d'un tube de générateur de vapeur aux tubes voisins sera périodiquement actualisé et adressé à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n
En cas de défaillance totale de l'ensemble des moyens normaux de refroidissement, une évacuation en secours de la puissance résiduelle sera assurée de façon à éviter un endommagement grave des éléments combustibles.
\n
Un dispositif approprié sera mis en place pour permettre, dans certains cas d'accidents plausibles entraînant une fusion de combustible, de recueillir la partie fondue du combustible.
\n 8. Contrôle-commande et système de protection
\n
Le coeur et les circuits de refroidissement du réacteur seront conçus de façon à permettre un fonctionnement stable du réacteur et à assurer, en fonctionnement normal, une contre-réaction nucléaire intrinsèque en cas d'augmentation de réactivité ou de déséquilibre entre la production de chaleur et son évacuation.
\n
Le contrôle-commande comportera des systèmes de régulation permettant de maintenir le réacteur dans sa plage normale de fonctionnement, un système de protection pouvant agir en particulier sur des systèmes de sauvegarde permettant d'éviter ou de réduire les conséquences des incidents ou accidents pouvant affecter l'installation, et des systèmes d'arrêt du réacteur, comprenant deux systèmes d'arrêt principaux et un système d'arrêt complémentaire capable d'arrêter le réacteur même en cas de déformation importante de celui-ci ; la présence du système d'arrêt complémentaire ne nuira pas à l'indépendance des systèmes d'arrêt principaux.
\n
La séparation entre les systèmes de régulation et de protection sera telle que le fonctionnement des mécanismes de protection ne soit pas perturbé dans l'éventualité d'une défaillance ou d'une mise hors service soit d'un composant unique, soit d'une chaîne du système de régulation ou de la partie commune aux systèmes de régulation et de protection. Le système de protection sera conçu avec une indépendance et une redondance suffisantes pour présenter une fiabilité et une possibilité d'essai en exploitation adaptées aux fonctions de sécurité à assurer.
\n
Les modalités de déplacement des barres de commande seront déterminées de telle sorte que leur manoeuvre accidentelle par suite d'erreur d'opérateur ou d'avarie d'automate ne provoque pas d'excursion de puissance non maîtrisée par les systèmes de protection et d'arrêt.
\n
Des dispositions de construction seront prises pour éviter l'éjection accidentelle d'une barre de commande hors du coeur ; en tout état de cause, la réactivité qui pourrait résulter d'un tel accident sera limitée de manière à éviter un endommagement grave du combustible.
\n
La mesure du flux neutronique permettra de suivre la puissance du réacteur depuis le niveau résultant de la multiplication sous-critique, au niveau \" sources \", jusqu'au-delà de la puissance nominale, avec un recouvrement suffisant des gammes des chaînes de mesures.
\n
Les conditions de fonctionnement et l'état des éléments combustibles seront surveillés par des mesures de l'activité du sodium et des mesures individuelles de la température du sodium sortant de chaque élément combustible ; les ruptures de gaines éventuelles pourront être localisées : les mesures et les dispositions associées seront telles qu'une variation importante des conditions de fonctionnement ou de l'état des gaines d'un élément combustible entraîne l'arrêt automatique du réacteur avec un temps de réponse suffisamment court pour éviter toute extension grave du défaut.
\n
Lorsque, compte tenu de la complexité du phénomène que l'on veut contrôler, des calculateurs seront utilisés pour l'élaboration de certaines actions de sécurité, ils répondront aux exigences précédemment indiquées pour le système de protection et auront exclusivement une fonction de sécurité ; il sera par ailleurs tenu compte de leur indisponibilité éventuelle.
\n
Toutes les parties constitutives des systèmes de protection et d'arrêt pourront supporter des conditions physiques au moins aussi contraignantes que celles qui seraient engendrées par les circonstances accidentelles plausibles, sans qu'il puisse en résulter la paralysie des actions de sécurité nécessaires dans ces circonstances.
\n
Une salle de commande sera prévue d'où l'on pourra assurer le fonctionnement du réacteur sans risque dans les conditions normales et son maintien dans un état sûr en cas d'accident plausible ; une protection appropriée contre l'irradiation et la contamination sera mise en place.
\n
Des équipements permettant d'amener, de maintenir et de surveiller l'installation en état d'arrêt sûr seront prévus à des emplacements extérieurs à la salle de commande. Ces équipements feront l'objet d'essais périodiques. En cas d'incident pouvant conduire à l'évacuation de la salle de commande, les moyens de conduite normaux resteront disponibles, sans modifications notables de leurs performances, pendant un laps de temps suffisant pour que puissent être réalisées les opérations nécessaires pour l'utilisation des équipements précités ; un tel incident n'aura pas de conséquences sur l'efficacité et la fiabilité de ces équipements.
\n 9. Puissance du réacteur
\n
La puissance thermique prévue est de l'ordre de 3 000 MW, ce qui correspond à une puissance électrique nette de l'ordre de 1 200 MWe.
\n
La puissance thermique de fonctionnement sera fixée par les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie lors de l'approbation prévue à l'article 6.
\n 10. Circuits de ventilation et de rejet
\n
Les dispositions ci-après seront prévues :
\n
- les circuits de ventilation des zones présentant des risques permanents de contamination seront munis de systèmes d'épuration appropriés. Là où des pièges à iode sont utilisés, leur efficacité fera l'objet de contrôles périodiques. Des dispositifs de préfiltration seront mis en place afin d'éviter le colmatage des filtres ;
\n
\n
- le circuit de rejet à la cheminée sera muni de filtres à poussières, ininflammables et à haute efficacité, et d'un dispositif de contrôle continu de l'activité des rejets ;
\n
- les règles générales d'exploitation mentionnées aux articles 5 et 6 préciseront les modalités de surveillance des rejets. En particulier, des dispositions seront prises pour qu'en cas d'accident il soit possible de limiter l'extension de la contamination et de contrôler le rejet éventuel à l'extérieur. Les mesures à prendre figureront dans un plan d'urgence interne qui sera établi en même temps que le rapport provisoire de sûreté prévu à l'article 5.
\n 11. Manutention et stockage des éléments combustibles
\n
Le stockage et toute manutention des éléments combustibles neufs ou irradiés seront réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques d'échauffement ou de chute pouvant endommager le combustible. Ils seront conçus et exploités de façon à limiter les conséquences des accidents plausibles ou des défectuosités des éléments combustibles.
\n
L'installation disposera notamment d'une capacité en gaz permettant la fonction de transfert des assemblages combustibles.
\n
Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 5 et 6 préciseront les consignes de sécurité à établir et les procédures à respecter pour les opérations de stockage et de manutention du combustible.
\n
Toutes les opérations de chargement et déchargement pour renouvellement de la charge de combustible nucléaire ne pourront intervenir qu'avec l'approbation des ministres chargés de l'environnement et de l'industrie.
\n 12. Protection contre les séismes
\n
La conception des ouvrages sera telle que, pour un séisme d'intensité VIII de l'échelle MSK, et avec un spectre de réponse de résonateurs adapté au site, le maintien des fonctions de sécurité du réacteur, dont l'arrêt sûr de la réaction en chaîne et le refroidissement à long terme, le confinement des substances radioactives, la protection sanitaire et la mesure des rayonnements ionisants, reste assuré.
\n 13. Protection contre les agressions d'origine interne
\n ou externe à l'installation
\n
Les dispositifs et circuits de sécurité, en particulier les systèmes de protection et de sauvegarde, les différentes enceintes, les locaux électriques, les structures de stockage du combustible et des effluents, seront protégés de façon suffisante, par des dispositions de construction et, éventuellement, par redondance, contre les agressions d'origine interne ou externe à l'installation, en particulier contre tous les effets dynamiques et les projectiles qui pourraient atteindre ces ouvrages, et notamment ceux qui pourraient résulter de défaillances d'équipements de l'installation.
\n
A cet égard, l'installation sera protégée par des dispositions de construction suffisantes contre les chutes d'aéronefs plausibles sur le site de la centrale.
\n
La société Nersa se tiendra informée des projets de modification de l'environnement industriel par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation de création susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur l'application des dispositions du présent décret ; elle devra alors présenter aux ministres chargés de l'environnement et de l'industrie un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des situations normales et accidentelles prévisibles.
\n 14. Protection contre les incendies
\n
Des dispositions seront prises pour minimiser les risques et les conséquences des incendies, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
\n
A cet égard, des matériaux non combustibles et résistants à la chaleur seront utilisés chaque fois que possible, en particulier à l'intérieur de l'enceinte secondaire et pour la salle de commande.
\n
Des dispositions seront prises pour limiter les risques d'enfumage de la salle de commande.
\n 15. Dispositions relatives à l'utilisation du sodium
\n comme fluide de refroidissement
\n
L'installation sera conçue de manière à :
\n
- limiter l'extension d'un feu de sodium aux équipements voisins et à prévenir toute atteinte à l'intégrité de l'enceinte primaire. A cette fin, un cloisonnement et des exutoires adaptés seront mis en place dans les locaux concernés et notamment dans les galeries secondaires ;
\n
- détecter, avec une fiabilité suffisante, les fuites des circuits ou capacités véhiculant ou contenant du sodium. Les locaux abritant de tels circuits ou capacités seront dotés de détecteurs de feu adaptés.
\n
Les circuits véhiculant du sodium seront organisés de manière à ce qu'en cas de fuite celle-ci puisse être repérée et que le circuit concerné, ou la portion de circuit concernée, puisse être isolé et vidangé. Ils seront en outre protégés, si nécessaire, par des dispositions appropriées contre les risques d'endommagement par la chute d'objets ou par d'éventuels fouettements de tuyauteries.
\n
Les circuits de refroidissement utilisant de l'eau au voisinage de sodium seront, à l'exception des générateurs de vapeur, tels qu'au moins deux barrières étanches séparent l'eau du sodium. Les fuites d'eau de tels circuits pourront être détectées.
\n 16. Auxiliaires
\n
Les diverses sources d'alimentation en énergie et en fluides seront de capacité, de redondance et en nombre suffisants pour assurer, à tout moment, l'alimentation des systèmes de protection et de sauvegarde, ainsi que des systèmes de régulation et des systèmes d'évacuation de la chaleur produite par l'installation.
\n
\n
En particulier, en cas de perte ou d'indisponibilité d'une ou plusieurs sources électriques de secours, le fonctionnement de l'installation ne pourra pas être prolongé au-delà d'une durée qui sera fixée dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 5 et 6, compte tenu de la nature et du nombre de sources électriques défaillantes.
\n
Des dispositions seront prises ou prévues, notamment dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 5 et 6, pour permettre, dans toutes les circonstances plausibles, une alimentation suffisante de l'installation en eau de refroidissement.
\n 17. Transport des produits radioactifs
\n
Tout transport sur le site de produits radioactifs, y compris les déchets radioactifs, sera effectué selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public.
\n 18. Protection des travailleurs et du public
\n contre l'exposition aux rayonnements ionisants
\n
Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation conformément aux prescriptions du décret n° 75-306 du 28 avril 1975 modifié.
\n
Des dispositions appropriées seront prises pour que, compte tenu des règles générales d'exploitation prévues aux articles 5 et 6 du présent décret et compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment des opérations de maintenance et de manutention du combustible, les équivalents de dose reçus par les travailleurs et le public restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible.
\n 19. Effluents liquides et gazeux
\n
Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des modalités de rejets d'effluents liquides et gazeux, telles que fixées dans le cadre de la réglementation en vigueur.
\n
Elles auront notamment pour objet d'éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique en sera effectué.
\n
Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuite des systèmes de traitement et de stockage des effluents.
\n
Le circuit des effluents liquides radioactifs sera indépendant ; les canalisations correspondantes seront clairement identifiées et leur étanchéité fera l'objet de vérifications périodiques.
\n
Une station de traitement des effluents liquides radioactifs sera prévue ainsi qu'un réservoir de stockage tenu en réserve.
\n 20. Déchets solides
\n
L'exploitant s'efforcera de réduire le volume et l'activité totale des déchets solides produits dans son installation.
\n
Afin de faciliter leur traitement, leur conditionnement et leur stockage ultérieur dans des centres agréés ou leur recyclage, les déchets résultant de l'exploitation de l'installation seront triés par nature et par catégorie de nuisance chimique ou radioactive.
\n
Aucun stockage définitif de substances radioactives n'aura lieu sur le site.
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Le rapport de sûreté, les règles générales d'exploitation et le plan d'urgence interne, en vigueur à la date de publication du présent décret, restent applicables.
\n
La société Nersa présentera de plus aux ministres chargés de l'environnement et de l'industrie (direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection), au plus tard deux mois avant la première divergence, une actualisation du rapport provisoire de sûreté comportant en particulier tous les éléments permettant de s'assurer qu'ont été respectées les prescriptions d'ordre constructif fixées à l'article 4 et que, compte tenu des règles générales d'exploitation que la société Nersa compte suivre pour les opérations de montée en puissance et de mise en service, ces opérations pourront être effectuées dans des conditions de sûreté satisfaisantes. Ces règles générales d'exploitation ainsi que le plan d'urgence interne seront joints au rapport provisoire de sûreté.
\n
La première divergence ne pourra intervenir qu'après que les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie auront donné leur approbation au programme de démarrage, au rapport provisoire de sûreté, aux règles générales d'exploitation et au plan d'urgence interne et qu'auront été apportées, à leur demande, les modifications à l'installation et à ces documents qu'ils auront jugées nécessaires pour assurer la conformité de l'installation aux prescriptions du présent décret et pour que l'exploitation en soit effectuée dans des conditions satisfaisantes de sûreté.
\n
L'installation sera considérée comme mise en exploitation, au sens de l'article 17 de la loi du 27 décembre 1975 susvisée, deux mois après l'approbation prévue à l'alinéa ci-dessus.
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Dans un délai qui sera fixé par les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie (direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection), lors de l'approbation prévue à l'article 5 et au plus tard dix mois avant l'expiration du délai fixé à l'article 13 du présent décret, la société Nersa présentera aux ministres chargés de l'environnement et de l'industrie un rapport définitif de sûreté qui comportera, outre les éléments contenus dans le rapport provisoire de sûreté, mis à jour compte tenu soit des modifications demandées par les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie lors de l'approbation prévue à l'article 5, soit des modifications postérieures à cette approbation proposées à la suite des essais, toutes précisions sur :
\n
- les essais et épreuves effectués ;
\n
- les conditions réelles de démarrage et les essais de montée en puissance ;
\n
- les enseignements tirés des essais.
\n
Ce rapport sera accompagné des mises à jour des règles générales d'exploitation que la société Nersa entend suivre pour l'exploitation et du plan d'urgence interne.
\n
\n
L'installation ne pourra être considérée comme mise en service, au sens du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé, qu'après que les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie auront donné leur approbation au rapport définitif de sûreté, aux règles générales d'exploitation et au plan d'urgence interne précités et qu'auront été apportées, à leur demande, les modifications aux installations et à ces documents qu'ils auront jugées nécessaires pour assurer la conformité de l'installation aux prescriptions du présent décret et pour que l'exploitation de celle-ci puisse s'effectuer dans des conditions satisfaisantes de sûreté.
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Le Commissariat à l'énergie atomique respectera les prescriptions techniques énoncées ci-après :
\n 3.1. Assurance de la qualité
\n
En application de l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception et de l'exploitation des installations nucléaires de base, l'exploitant veillera notamment à obtenir pour les structures, composants et systèmes importants pour la sûreté, à savoir les barrières protégeant les travailleurs et les personnes du public des effets des produits dangereux, notamment radioactifs, et les éléments nécessaires à l'efficacité à court et à long terme de ces barrières, une qualité en rapport avec les fonctions qu'ils assurent. Un système efficace permettant que soit définie la qualité à rechercher, que celle-ci soit obtenue, que ce résultat soit contrôlé et que soient rectifiées les erreurs éventuelles sera mis en place. Ce système comprendra la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées.
\n
En particulier, le Commissariat à l'énergie atomique procédera à la surveillance et au contrôle de l'action de ses intervenants.
\n 3.2. Organisation des travaux
\n
L'exploitant définira, préalablement à l'ouverture du chantier, la sectorisation adoptée, les circulations du personnel, du matériel et des déchets, ainsi que les dispositions prises pour éviter les transferts éventuels de contamination de la zone de chantier vers les zones non concernées par les opérations d'assainissement et de démantèlement.
\n
Des procédures et modes opératoires relatifs aux opérations d'assainissement et démantèlement devront être rédigés préalablement à l'ouverture du chantier.
\n 3.3. Protection contre le risque de dissémination
\n de substances radioactives
\n
Les opérations seront conduites de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre la dissémination de substances radioactives à l'intérieur de l'installation et dans son environnement.
\n
Dans les parties de l'installation où le risque de dissémination radioactive existe, des dispositifs de ventilation maintiendront, par rapport à la pression atmosphérique, une dépression fixée dans les règles générales d'exploitation et adaptée à l'importance du risque, compte tenu des opérations qui y seront conduites ; lorsque ces parties de l'installation communiquent entre elles ou sont susceptibles de se trouver mises en communication, les dispositifs de ventilation permettront l'établissement d'une cascade de dépressions suffisante pour prévenir la diffusion de produits radioactifs à partir des parties présentant les risques de dissémination radioactive les plus élevés vers celles présentant de moindres risques.
\n
Les barrières de confinement seront maintenues ou, si besoin est, reconstituées.
\n
L'air provenant des parties ventilées de l'installation présentant un risque de dissémination de radioactivité sera filtré à travers des filtres à très haute efficacité et contrôlé avant d'être rejeté à l'extérieur. Les dispositifs de ventilation, et notamment l'efficacité de leurs filtres, feront l'objet d'une surveillance
\nrégulière.
\n
L'exploitant prendra toutes dispositions pour éviter tout risque de dissémination de substances radioactives dans les eaux souterraines et les réseaux d'eaux usées et pluviales, notamment dans la zone d'entreposage des déchets.
\n 3.4. Protection des travailleurs contre l'exposition
\n aux rayonnements ionisants
\n
Des zones spécialement réglementées ou interdites seront délimitées à l'intérieur de l'installation conformément aux prescriptions du décret du 28 avril 1975 modifié susvisé.
\n
Toutes dispositions appropriées seront prises pour que, compte tenu des différentes opérations prévues dans l'installation, l'exposition du personnel reste, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faible que raisonnablement possible.
\n 3.5. Déchets solides
\n
L'exploitant s'efforcera de réduire le volume des déchets solides produits lors des opérations de mise à l'arrêt définitif.
\n
Afin de faciliter leur traitement, leur conditionnement et leur stockage ultérieur dans des centres agréés, les déchets résultant des opérations susmentionnées seront triés par nature et par catégorie de nuisance chimique ou radioactive en vue, notamment, d'isoler les déchets susceptibles de valorisation par réemploi ou recyclage.
\n
L'exploitant prendra toutes dispositions appropriées pour réduire au minimum le nombre d'emballages contenant des déchets qui séjournent dans l'installation en attente d'évacuation. Tout stockage définitif de ces déchets dans le périmètre de l'installation est interdit.
\n
L'exploitant assurera, notamment par archivage, la traçabilité (localisation, quantité, nature) des déchets jusqu'à leur élimination définitive par traitement, réutilisation ou stockage définitif dans une installation autorisée.
\n
A l'issue des opérations de mise à l'arrêt définitif, l'exploitant transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un bilan des déchets, radioactifs et non radioactifs, produits au cours desdites opérations dans lequel sera précisé la nature physico-chimique, le volume, l'activité et le devenir de ces déchets.
\n 3.6. Effluents radioactifs liquides et gazeux
\n
Les opérations d'assainissement et de démantèlement ne devront pas entraîner le rejet d'effluents radioactifs liquides et gazeux.
\n
L'exploitant assurera en permanence un contrôle de l'absence d'activité de l'air provenant des systèmes de ventilation.
\n 3.7. Protection contre l'incendie
\n
Des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
\n
Durant la phase des travaux, les chemins d'évacuation devront être parfaitement définis et dégagés. Ils devront avoir été portés à la connaissance de l'ensemble des agents présents dans l'installation.
\n3.8. Formation du personnel
\n
Sans préjudice des dispositions de l'article 11 du décret du 28 avril 1975 modifié, le personnel qui sera employé aux opérations de mise à l'arrêt définitif possédera les aptitudes professionnelles normalement requises et aura reçu, avant tout travail effectif dans l'installation, une formation particulière en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection.
\n 3.9. Manutention
\n
Sans préjudice de la réglementation relative au contrôle des appareils de manutention, des dispositions seront prévues en matière de règles d'exploitation afin de prévenir le risque de chute de charge et d'en minimiser les conséquences compte tenu de toutes les circonstances plausibles.
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En application des dispositions du III de l'article 4 du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé, une nouvelle autorisation de création de l'installation nucléaire dénommée Réacteur à haut flux (installation nucléaire de base n° 67), dont l'exploitation a été interrompue pendant une durée consécutive supérieure à deux ans, est accordée, aux conditions définies par la demande du 20 avril 1993 susvisée, à l'institut Max von Laue-Paul Langevin.
\n
Cette nouvelle autorisation concerne l'ensemble des équipements implantés dans le périmètre délimité sur le plan annexé au présent décret (1).
\n
La puissance nominale du réacteur est de 58,3 MW thermiques ; la puissance sera limitée par des moyens appropriés à une valeur maximale n'excédant pas 62,7 MW.
\n Nota :
\n
(1) Le plan annexé au présent décret peut être consulté :
\n
- à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, 99, rue de Grenelle, 75353 Paris 07 SP ;
\n
- à la direction régionale de l'industrie, de la recherche et de l'environnement (région Rhône-Alpes), 146, rue Pierre-Corneille, 69426 Lyon Cedex 03 ;
\n
- à la préfecture de l'Isère, place de Verdun, 38021 Grenoble Cedex.
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L'institut Max von Laue-Paul Langevin est soumis aux prescriptions énumérées ci-après :
\n 3.1. Qualité de l'installation
\n
L'institut Max von Laue-Paul Langevin sera tenu de respecter l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base dans tous les domaines où il sera applicable compte tenu de la présence d'installations anciennes et des dispositions prises antérieurement à la publication dudit arrêté.
\n 3.2. Elément combustible
\n
Le coeur du réacteur est composé d'un seul élément combustible dont la matière fissile est constituée par un alliage uranium enrichi-aluminium.
\n
Un contrôle des caractéristiques neutroniques et dimensionnelles de l'élément combustible sera effectué préalablement à sa mise en pile.
\n
Avant toute utilisation éventuelle d'autres types d'élément combustible, l'institut Max von Laue-Paul Langevin devra obtenir une autorisation particulière des ministres chargés de l'industrie et de l'environnement (direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection).
\n
Un dispositif de mesure de la radioactivité de l'eau de refroidissement du coeur du réacteur doit permettre de déceler d'éventuelles ruptures de gaines de l'élément combustible. Les conditions d'utilisation de ce dispositif de mesure et les actions de sécurité associées seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues à l'article 4 du présent décret.
\n 3.3. Piscine, circuits et structures internes
\n
La conception de l'installation doit être telle que :
\n
- la puissance thermique dégagée par un fonctionnement continu puisse être extraite par un circuit principal de refroidissement comportant des échangeurs de chaleur ;
\n
- la puissance résiduelle puisse être extraite soit par le circuit principal de refroidissement, soit par le circuit de refroidissement de secours, soit par convection naturelle.
\n
Le cuvelage métallique de la piscine et les traversées des canaux doivent assurer l'étanchéité de la piscine, en particulier dans le cas d'un accident de réactivité qui libérerait une énergie de 20 MJ sous forme d'énergie mécanique.
\n
L'installation doit être conçue de façon à interdire le dénoyage du coeur du réacteur, notamment dans les éventualités suivantes :
\n
- rupture du bidon réflecteur ;
\n
- rupture de tuyauterie du circuit primaire ;
\n
- défaut d'étanchéité entre la piscine et la salle inférieure.
\n3.4. Enceinte de confinement
\n
Le réacteur, le circuit d'eau lourde de refroidissement et tous les matériaux fissiles resteront contenus dans une enceinte de confinement à double paroi du type \" à fuites contrôlées \" ; l'espace intermédiaire sera maintenu en surpression en fonctionnement normal, conception apte à assurer un confinement satisfaisant des substances radioactives libérées en cas d'accident.
\n
L'étanchéité des deux enceintes doit être suffisante pour ne nécessiter aucun rejet d'air pollué pendant une durée de douze heures.
\n
L'enceinte interne de confinement doit pouvoir résister à une surpression de 150 mbar s'exerçant de l'intérieur ou de l'extérieur.
\n
La protection contre l'irradiation directe à l'extérieur de l'enceinte sera obtenue par une épaisseur des parois verticales équivalente à 40 cm de béton.
\n
Les traversées de l'enceinte associées au circuit de ventilation doivent être munies d'obturateurs à fermeture rapide.
\n
L'étanchéité des deux enceintes et celle de leurs traversées seront contrôlées périodiquement. Les modalités de ces contrôles ainsi que les conditions d'accès dans l'enceinte de confinement seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues à l'article 4 du présent décret.
\n 3.5. Refroidissement du coeur
\n
Pendant le fonctionnement normal en puissance du réacteur, la chaleur produite par le coeur sera évacuée par le circuit principal de refroidissement.
\n
La puissance thermique en fonctionnement continu, ou la puissance résiduelle, sera extraite selon les prescriptions du paragraphe 3.3 du présent article.
\n
Une marge thermique suffisante doit être maintenue dans les conditions normales de fonctionnement et durant les régimes transitoires prévus pour obtenir la pleine puissance ou l'arrêt du réacteur et lors des défaillances prévisibles du système de refroidissement.
\n 3.6. Circuit d'eau secondaire
\n
Un circuit d'eau secondaire permet de refroidir le circuit principal de refroidissement, l'eau de la piscine et les installations de détritiation et de concentration de l'eau lourde mentionnées au paragraphe 3.15 du présent décret.
\n
Toutes dispositions devront être prises au niveau de ce circuit pour permettre le respect des conditions de prélèvement et des limites réglementaires de rejet dans la rivière Drac fixées par les arrêtés prévus dans le cadre de la réglementation en vigueur.
\n3.7. Dispositifs expérimentaux
\n
Les dispositifs expérimentaux intégrés au réacteur et tous leurs éléments extérieurs qui peuvent avoir une incidence sur la sûreté devront offrir la même sûreté que les composants du réacteur.
\n
Des dispositions appropriées seront prises pour surveiller leur intégrité. Les seuils des actions de protection seront précisés dans les règles générales d'exploitation prévues à l'article 4 du présent décret.
\n 3.8. Maîtrise de la réactivité
\n
La marge de sous-criticité à froid, toutes les barres de sécurité en position haute, doit être supérieure ou égale à 2 000 pcm, y compris lors de l'enlèvement des dispositifs expérimentaux.
\n
Les vitesses de déplacement de la barre de pilotage et des barres de sécurité seront limitées de telle sorte que leur manoeuvre normale ou accidentelle, par suite d'erreur d'opérateur ou de défaillance de matériel, ne puisse provoquer d'excursion de puissance non maîtrisée par le système de protection et de sécurité.
\n
La mesure du flux neutronique doit être effectuée par plusieurs ensembles indépendants, afin de permettre le suivi permanent de la puissance du réacteur depuis le niveau de multiplication sous-critique jusqu'au-delà de la puissance maximale fixée à l'article 1er du présent décret.
\n 3.9. Systèmes de protection et de sécurité
\n
Les systèmes de protection et de sécurité doivent être capables d'amener l'installation dans un état sûr et de l'y maintenir, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible du coeur dans toutes les situations envisageables (normales, transitoires et accidentelles).
\n 3.10. Circuits de ventilation et de rejet
\n
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur rappelée à l'article 2 du présent décret, les dispositions ci-après seront prévues :
\n
Les circuits d'extraction des effluents gazeux provenant des zones à risque permanent de contamination doivent être munis de filtres appropriés. L'efficacité des filtres à très haute efficacité et des pièges à iode fera l'objet de contrôles périodiques.
\n
Les circuits de rejet à la cheminée doivent être munis d'un dispositif continu de mesure de l'activité des effluents gazeux rejetés.
\n
Les règles générales d'exploitation prévues à l'article 4 préciseront, en conformité avec les prescriptions de l'arrêté d'autorisation de rejet d'effluents radioactifs gazeux, les conditions de mise en service des circuits de rejet, les modalités de surveillance de ces rejets et les modalités de contrôle des filtres à très haute efficacité et des pièges à iode.
\n
En particulier, toutes dispositions seront prises pour que, en cas d'accident, il soit possible de limiter l'extension de la contamination et de contrôler le rejet éventuel à l'extérieur.
\n3.11. Manutention et stockage des éléments combustibles
\n
Les dispositifs de manutention et de stockage du combustible doivent être réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques de chute pouvant endommager le combustible.
\n
Ils seront exploités de façon à limiter les risques dus à des éléments combustibles défectueux ou endommagés pendant le fonctionnement et à limiter les conséquences de situations accidentelles.
\n
Les règles générales d'exploitation prévues à l'article 4 préciseront les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations de stockage et de manutention du combustible.
\n 3.12. Protection contre les agressions
\n d'origine interne ou externe à l'installation
\n
Les dispositifs et circuits de sécurité, dont les systèmes de protection et de sécurité, doivent être protégés de façon appropriée contre les agressions pouvant résulter d'événements d'origine interne ou externe.
\n
L'institut Max von Laue-Paul Langevin se tiendra informé des projets de modification notable de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande de nouvelle autorisation susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des dispositions du présent décret ; il présentera alors au directeur de la sûreté des installations nucléaires un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales et accidentelles prévisibles.
\n 3.13. Protection contre les séismes
\n
Le comportement des structures de l'installation, soumises aux sollicitations représentatives de la sismicité du site, doit être tel qu'il ne puisse entraîner de dégradations pouvant mettre en cause les fonctions de sûreté, notamment la mise à l'arrêt sûr et le refroidissement à long terme du réacteur ainsi que le maintien de la sous-criticité des stockages des éléments combustibles neufs et irradiés et le non-dénoyage des éléments combustibles irradiés.
\n 3.14. Protection contre les incendies
\n
Des dispositions appropriées doivent être prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne ou externe, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
\n3.15. Installations annexes du réacteur
\n
Les installations annexes du réacteur et en particulier les installations destinées au stockage et au traitement, notamment de détritiation de l'eau lourde ou de produits radioactifs, doivent être conçues et exploitées pour assurer le contrôle permanent des effluents radioactifs gazeux rejetés après filtration éventuelle.
\n
Tout traitement de détritiation d'eau lourde en provenance d'installations extérieures au périmètre de l'installation autorisée par le présent décret devra faire l'objet, sur la base d'un dossier particulier présenté par l'exploitant, d'une autorisation spécifique préalable des ministres chargés de l'industrie et de l'environnement (direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection), après avis du ministre chargé de la santé.
\n
\n 3.16. Protection des travailleurs et du public
\n contre l'exposition aux rayonnements ionisants
\n
Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation conformément aux prescriptions du décret du 28 avril 1975 modifié susvisé.
\n
Des dispositions appropriées seront prises pour que, dans le cadre des règles générales d'exploitation prévues à l'article 4 du présent décret et compte tenu, d'une part, de la spécificité de l'installation sur laquelle doivent travailler de nombreux expérimentateurs et, d'autre part, des différents travaux prévisibles, notamment des opérations de maintenance et de manutention du combustible, les équivalents de dose reçus par les travailleurs et le public restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible.
\n 3.17. Effluents liquides et gazeux
\n
Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des modalités de rejet d'effluents liquides et gazeux, telles que fixées dans le cadre de la réglementation en vigueur.
\n
Elles auront notamment pour objet d'éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique en sera effectué.
\n
Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuite des systèmes de traitement et de stockage des effluents.
\n 3.18. Déchets
\n
Aucun stockage définitif de déchets radioactifs ne sera réalisé dans le périmètre de l'installation.
\n
La durée d'entreposage des déchets sur le site devra être aussi courte que possible.
\n
L'exploitant s'efforcera de réduire le volume et la nocivité des déchets. Afin de faciliter leur traitement, leur conditionnement et leur stockage ultérieur, les déchets seront triés par nature et par catégorie de nuisance radioactive ou chimique. Toute expédition de déchets devra faire l'objet des contrôles et des autorisations réglementaires.
\n
Un inventaire de tous les types de déchets, indiquant notamment leur destination, leurs caractéristiques physico-chimiques, leur mode de conditionnement, leur volume et leur activité sera tenu à jour par l'exploitant. Cet inventaire et un bilan des expéditions seront adressés périodiquement à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n3.19. Transport des produits radioactifs
\n
Tout transport sur le site de produits radioactifs, y compris les déchets radioactifs, sera effectué selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la radioprotection des travailleurs et des personnes du public.
\n 3.20. Mise à l'arrêt définitif
\n
Lors de la mise à l'arrêt définitif de l'installation, les dispositions relatives à son démantèlement contenues dans les dossiers joints à la demande susvisée ne dispensent pas l'exploitant de présenter au directeur de la sûreté des installations nucléaires les documents mentionnés à l'article 6 ter du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé.
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Avant le nouveau chargement en combustible du réacteur à haut flux, l'exploitant soumettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection les conditions dans lesquelles il entend l'effectuer.
\n
L'exploitant sera tenu, si nécessaire, d'assurer la mise à jour :
\n
- du rapport de sûreté qui comportera, en particulier, tous les éléments permettant de s'assurer que la totalité des prescriptions fixées à l'article 3 est respectée ;
\n
- des règles générales d'exploitation qu'il compte suivre pour l'exploitation de l'installation afin qu'elle puisse s'effectuer dans des conditions de sûreté satisfaisantes ;
\n
- du plan d'urgence interne.
\n
Dans l'attente de ces mises à jour, le rapport de sûreté et les règles générales d'exploitation approuvés à la date du présent décret, ainsi que le plan d'urgence interne antérieurement en vigueur, sont applicables.
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Tout accident ou incident, nucléaire ou non, ayant ou risquant d'avoir des conséquences notables pour la sûreté de l'installation devra être déclaré sans délai aux ministres chargés de l'industrie et de l'environnement (direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection) et au ministre chargé de la santé (direction générale de la santé), ainsi qu'à l'office de protection contre les rayonnements ionisants.
\n
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Sous réserve des dispositions du a de l'article 4, l'instruction des demandes d'autorisation ou des déclarations est effectuée par la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n
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I. - Les installations nucléaires de base ne peuvent être créées qu'après autorisation. La demande d'autorisation porte sur l'installation ou les installations nucléaires de base ainsi que sur les installations classées pour la protection de l'environnement mentionnées à l'article 6 bis. Un site nucléaire peut comprendre plusieurs installations nucléaires de base ayant un même exploitant et constituant un tout organique ; il peut comporter dans les mêmes conditions des possibilités d'accueil d'installations nouvelles.

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La demande d'autorisation est adressée au ministre chargé de l'industrie et, le cas échéant, au ministre dont relève l'établissement. Le ministre chargé de l'industrie la transmet dans les meilleurs délais au ministre chargé de la prévention des risques technologiques majeurs. Il en informe en outre le ministre de l'intérieur et les ministres chargés respectivement de l'aménagement du territoire, de l'urbanisme et de l'architecture, de l'environnement, de l'agriculture, de la santé et des transports.

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A l'appui de la demande d'autorisation, l'exploitant soumet au chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un rapport préliminaire de sûreté comportant la description de l'installation et des opérations qui y seront effectuées, l'inventaire des risques de toutes origines qu'elle présente, l'analyse des dispositions prises pour prévenir ces risques et des mesures propres à réduire la probabilité des accidents et leurs effets.

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La demande d'autorisation est accompagnée d'un dossier comprenant les pièces suivantes :

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1. Les nom, prénoms et qualités du pétitionnaire et son domicile ou, s'il s'agit d'une société, sa raison sociale ou sa dénomination, son siège social ainsi que la qualité du signataire de la demande ;

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2. Une carte au 1/25 000 sur laquelle est indiqué l'emplacement de l'installation projetée ;

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3. Un plan de situation au 1/10 000 indiquant, dans le cadre d'un site nucléaire, le périmètre de l'installation. Sur ce plan sont indiqués notamment les bâtiments avec leur affectation, les voies de chemin de fer, les voies publiques, les points d'eau, canaux et cours d'eau, les réseaux de transports d'énergie et de produits énergétiques ;

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4. Un plan détaillé de l'installation à l'échelle de 1/2 500 au minimum ;

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5. Un document donnant les caractéristiques de l'installation et de son fonctionnement et exposant, à partir des principes énoncés dans le rapport préliminaire de sûreté, les mesures prises pour faire face aux risques présentés par l'installation et limiter les conséquences d'un accident éventuel. Ce document précise également les dispositions destinées à faciliter le démantèlement ultérieur de l'installation.

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Il constitue, pour les installations nucléaires de base, l'étude de dangers au sens de l'article 46 de la loi du 22 juillet 1987 susvisée.

II- La demande d'autorisation est adressée au ministre du développement industriel et scientifique, et, le cas échéant, au ministre dont relève l'établissement. Le ministre chargé de l'industrie en informe le ministre de l'intérieur et les ministres

chargés respectivement de l'aménagement du territoire, de l'urbanisme et de l'architecture, de l'environnement, de l'agriculture, de la santé et des transports.

Lorsque la demande porte sur une installation mentionnée au tableau annexé au décret n° 85-449 du 23 avril 1985, elle est soumise à une enquête publique. Cette enquête n'est toutefois pas obligatoire :

a) Pour une installation nucléaire de base ayant déjà fait l'objet d'une enquête préalable à une déclaration d'utilité publique, si l'installation est conforme au projet soumis à cette enquête ou si les modifications apportées n'affectent pas de façon substantielle l'importance ou la destination et n'augmentent pas les risques de l'installation ;

b) Dans le cas de modifications apportées à une installation ou à un projet d'installation ayant déjà fait l'objet d'une enquête publique, si ces modifications répondent aux conditions prévues à l'alinéa précédent ;

c) Pour les demandes d'autorisation de changement d'exploitation présentées conformément à l'article 6.

III- L'enquête publique est régie, sous réserve des dispositions suivantes, par les chapitres Ier et II du décret n° 85-453 du 23 avril 1985.

Le ministre chargé de l'industrie transmet le dossier qui doit être soumis à enquête au préfet du département sur le territoire duquel sera implantée l'installation projetée.

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Le dossier soumis à l'enquête publique comprend, outre la demande d'autorisation et le dossier mentionné au quatrième alinéa du I du présent article, les pièces mentionnées au II de l'article 6 du décret n° 85-453 du 23 avril 1985.

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Ce dossier ne doit pas contenir d'informations dont la communication est protégée par la loi et, notamment, celles qui sont couvertes par le secret de défense nationale, ou qui seraient de nature à compromettre la sécurité de l'installation ou à affaiblir sa protection contre les actes de malveillance.

Pour l'étude des questions appelant une compétence technique particulière et lorsque le commissaire enquêteur ou le président de la commission d'enquête en exprime le désir, le préfet désigne une personne qualifiée, qui assiste le commissaire enquêteur ou la commission d'enquête, mais ne peut participer à la rédaction du rapport et des conclusions.

Le préfet informe de l'ouverture de l'enquête les divers services départementaux intéressés. Il prend l'avis de ces services.

Lorsqu'une bande de 5 km de largeur tracée autour du périmètre proposé par l'exploitant pour l'installation nucléaire de base empiète sur le territoire de plusieurs départements, la procédure d'enquête s'applique dans les mêmes conditions que celles prévues au deuxième alinéa de l'article 7 du décret n° 85-453 du 23 avril 1985 pour les opérations réalisées sur le territoire de plusieurs départements.

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Le délai de l'enquête, même s'il a été prorogé en application de l'article 19 du décret du 23 avril 1985 susvisé, peut être prorogé d'une durée maximale d'un mois par décret pris sur le rapport des ministres chargés de l'énergie et des risques technologiques majeurs,

après avis du commissaire enquêteur ou du président de la commission d'enquête. Le préfet complète en tant que de besoin l'arrêté d'organisation de l'enquête. Ces modifications font l'objet d'un avis affiché dans toutes les communes dont la mairie a été désignée comme lieu d'enquête. L'accomplissement des formalités prévues à l'article 20 du décret du 23 avril 1985 susvisé est reporté à la clôture de l'enquête ainsi prorogée.

La transmission au ministre chargé de l'industrie de la copie du rapport et des conclusions relatives à l'enquête, prévue à l'article 21 du décret n° 85-453 du 23 avril 1985, doit avoir lieu dans un délai d'un mois à compter du jour où le dossier d'enquête a été remis au préfet. Cette transmission est accompagnée de l'avis de ce dernier.

IV- L'autorisation est délivrée, après avis de la commission prévue à l'article 7, par décret pris sur le rapport du ministre chargé de l'industrie et, le cas échéant, du ministre dont relève l'établissement, après avis conforme du ministre chargé de la santé.

Dans le cas où le ministre chargé de la santé publique n'aurait pas fait connaître son avis dans le délai de trois mois à compter de la demande d'avis, l'autorisation peut être délivrée par décret pris en conseil des ministres.

Une liste des installations nucléaires de base est établie et tenue à jour par le ministre chargé de l'industrie.

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I. - L'autorisation de création fixe le périmètre et les caractéristiques de l'installation ainsi que les prescriptions particulières auxquelles doit se conformer l'exploitant, sans préjudice de l'application de la réglementation technique générale prévue à l'article 10 bis.
\n
Elle énumère notamment les justifications particulières que l'exploitant doit présenter au chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection préalablement à :
\n
- la mise en oeuvre des différentes étapes de la mise en exploitation ;
\n
- la mise en service de l'installation au sens du III ci-après ;
\n
- la mise à l'arrêt définitif.
\n
II. - L'autorisation de création prévoit l'obligation pour l'exploitant de soumettre au chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, six mois au moins avant la date prévue pour le premier chargement en combustible nucléaire pour les installations disposant d'un réacteur ou pour la mise en oeuvre d'un faisceau de particules ou de substances radio- actives pour les autres installations :
\n
- un rapport provisoire de sûreté comportant en particulier les éléments permettant de s'assurer de la conformité de la réalisation avec les prescriptions techniques de construction prévues par le décret d'autorisation ;
\n
- les règles générales d'exploitation à observer au cours de la période antérieure à la mise en service pour assurer la sûreté de l'exploitation ;
\n
- un plan d'urgence interne précisant l'organisation et les moyens à mettre en oeuvre sur le site en cas de situation accidentelle de l'installation.
\n
Les dispositions ci-dessus ne font pas obstacle à l'application des dispositions édictées par le livre II du code du travail et par les textes pris pour l'application dudit livre dans l'intérêt de l'hygiène et de la sécurité des travailleurs.
\n
III. - L'autorisation de création fixe le délai dans lequel celle-ci doit être mise en service.
\n
Avant la mise en service, l'exploitant présente au chef du direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un rapport définitif de sûreté ainsi qu'une mise à jour des règles générales d'exploitation et du plan d'urgence interne du site.
\n
Si l'installation n'est pas mise en service dans le délai fixé ou si elle n'est pas exploitée pendant une durée consécutive de deux ans, une nouvelle autorisation, délivrée dans les mêmes formes, est nécessaire.
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- I. - L'exploitant avise le chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection de toutes modifications à l'installation entraînant une mise à jour des rapports de sûreté, des règles générales d'exploitation ou du plan d'urgence interne du site. L'autorisation de création précisera les conditions préalables à la réalisation de ces modifications.
\n
II. - Les ministres chargés de l'industrie et de la prévention des risques technologiques majeurs peuvent conjointement demander à tout moment à l'exploitant de procéder au réexamen de la sûreté de l'installation.
\n
III. - Sans préjudice de l'application des mesures prévues par les règlements en vigueur, tout accident ou incident, nucléaire ou non, ayant ou risquant d'avoir des conséquences notables pour la sûreté des installations mentionnées par le présent décret est déclaré sans délai par l'exploitant au ministre chargé de l'industrie (direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection), au ministre chargé de la prévention des risques technologiques majeurs et au ministre chargé de la santé (Office de protection contre les rayonnements ionisants).
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- Lorsque l'exploitant prévoit, pour quelque cause que ce soit, la mise à l'arrêt définitif de l'installation, il en informe le chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et lui adresse :
\n
Un document justifiant l'état choisi pour l'installation après son arrêt définitif et indiquant les étapes de son démantèlement ultérieur ;
\n
Un rapport de sûreté applicable aux opérations de mise à l'arrêt définitif et les dispositions permettant d'assurer la sûreté de l'installation ;
\n
Les règles générales de surveillance et d'entretien à observer pour maintenir un niveau satisfaisant de sûreté ;
\n
Une mise à jour du plan d'urgence interne du site de l'installation concernée.
\n
La mise en oeuvre des dispositions prévues dans le rapport et les documents énumérés ci-dessus est subordonnée à leur approbation, dans les formes prévues au IV de l'article 3.
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0utre son président, le Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires comprend [*composition*]:
\n
- le haut-commissaire à l'énergie atomique, vice-président ;
\n
- une personnalité choisie en raison de sa compétence en matière d'information et de communication, vice-président ;
\n
- un membre de l'Assemblée nationale ;
\n
- un membre du Sénat ;
\n
- neuf personnalités choisies en raison de leur compétence scientifique, technique, économique ou sociale ;
\n
- cinq personnalités choisies en raison de leur compétence en matière d'information et de communication ;
\n
- le directeur général d'Electricité de France ou son représentant ;
\n
- six représentants d'organisations syndicales représentatives ;
\n
- trois représentants d'associations ayant pour objet la protection de la nature et de l'environnement, nommés sur la proposition du haut comité de l'environnement ;
\n
- le président de la commission interministérielle des installations nucléaires de base ;
\n
- le secrétaire général du comité interministériel de la sécurité nucléaire ;
\n
- le directeur de la sécurité civile au ministère de l'intérieur ;
\n
- le chargé de mission Atome auprès du délégué général pour l'armement au ministère de la défense ;
\n
- le directeur général de l'industrie au ministère de l'industrie, des P. et T. et du tourisme ;
\n
- le directeur général de l'énergie et des matières premières au ministère de l'industrie, des P. et T. et du tourisme ;
\n
- le directeur des relations du travail au ministère des affaires sociales et de l'emploi ;
\n
- le directeur de l'Office de protection contre les rayonnements ionisants au ministère chargé de la santé ;
\n
- le directeur de la prévention des pollutions au ministère chargé de l'environnement.
\n
Le chef du direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, le délégué à l'information et à la communication au ministère de l'industrie, des P. et T. et du tourisme, ainsi que le directeur de l'institut de protection et de sûreté nucléaire au Commissariat à l'énergie atomique assistent aux réunions du Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires.
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Le président et les membres du Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires autres que les personnes siégeant ès qualités sont nommés par arrêté du ministre chargé de l'industrie pour une durée maximale de cinq ans renouvelable.
\n
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Le Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires constitue, s'il l'estime utile ou à la demande du ministre chargé de l'industrie, des groupes de travail spécialisés chargés de suivre plus particulièrement certaines questions scientifiques ou techniques importantes en matière de sûreté nucléaire ou de promouvoir l'information. Ces groupes de travail sont constitués de personnalités, désignées par ce conseil, ou en cas d'urgence par son président, en raison de leurs compétences sur le sujet traité. Ces personnalités peuvent être choisies hors du Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaires.
\n
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Pour l'exercice de sa mission, la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection est habilité à entreprendre ou promouvoir toutes études, participer à toutes concertations, présenter toutes recommandations utiles, prendre tous contacts nécessaires.
\n
Elle tient le conseil supérieur de la sûreté nucléaire informé de ses activités et assure le secrétariat de ce conseil.
\n
Elle exerce ses attributions en liaison avec les différentes directions et services intéressés et apporte en tant que de besoin son concours au secrétaire général de l'énergie et au directeur de la demande et des marchés énergétiques dans l'exercice de leurs attributions respectives.
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Le chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et l'adjoint qui le conseille pour les questions scientifiques et techniques se rapportant à la sûreté des installations nucléaires sont nommés par arrêté du ministre de l'industrie, du commerce et de l'artisanat, sur proposition du directeur des mines.
\n
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Décret n° 2006-147 du 9 février 2006, art. 13 : spécificités d'application.
\n
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L'installation nucléaire de base dont la création est autorisée par le présent décret comprendra l'ensemble des bâtiments et des équipements implantés dans le périmètre fixé par le plan annexé au présent décret (1).
\n
Seront compris dans cet ensemble :
\n
- le bâtiment réacteur ;
\n
- le bâtiment extérieur accolé au bâtiment réacteur.
\n
(1) Le plan annexé au présent décret peut être consulté :
\n
A la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, 99, rue de Grenelle, 75353 Paris 07 SP ;
\n
A la direction régionale de l'industrie, de la recherche et de l'environnement de la région Bretagne, 9, rue du Clos-Courtel, 35043 Rennes Cedex ;
\n
A la préfecture du Finistère, 4, rue Sainte-Thérèse, 29320 Quimper Cedex.
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L'exploitant respectera les prescriptions techniques générales énumérées ci-après :
\n 4.1. Qualité de l'installation
\n
En application de l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base, l'exploitant veillera à obtenir pour les éléments de l'installation modifiée une qualité appropriée par la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondées sur des procédures écrites et archivées.
\n
L'exploitant réalisera un recensement, un classement et un archivage de tous les documents relatifs à l'installation utiles pour la surveillance, les modifications et les travaux de démantèlement ultérieurs. Il s'assurera de la pérennité de cet archivage et de la conformité de ces documents avec la configuration technique de l'installation.
\n 4.2. Bâtiment réacteur et circuits
\n
L'état du béton du bâtiment réacteur, des composants du circuit primaire et des échangeurs fera l'objet d'une surveillance périodique dont les comptes rendus seront tenus à la disposition du directeur de la sûreté des installations nucléaires.
\n 4.3. Organisation des travaux
\n
L'exploitant, préalablement à l'ouverture du chantier :
\n
- définira les périmètres d'intervention, les circulations du personnel, du matériel et des déchets ainsi que les dispositions prises pour éviter les transferts éventuels de contamination de la zone de chantier vers les zones non concernées par les opérations d'assainissement et de démantèlement ;
\n
- rédigera des procédures et des modes opératoires relatifs aux opérations d'assainissement et démantèlement.
\n 4.4. Confinement et protection
\n contre le risque de dissémination de la radioactivité
\n
La nouvelle installation sera surveillée de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre la dissémination de substances radioactives à l'intérieur de l'installation et dans son environnement. En particulier, les eaux pluviales et souterraines feront l'objet d'un contrôle périodique.
\n
Un compte rendu sera adressé chaque année à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants et à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n
L'ensemble des alarmes liées aux systèmes de surveillance de l'installation pendant les travaux de transformation sera retransmis en un lieu du site où se trouve en permanence un personnel de surveillance.
\n
A l'issue des travaux de transformation, l'ensemble des alarmes liées aux systèmes de surveillance de l'installation modifiée sera retransmis en permanence en un lieu du site ou proche du site où se trouve, pendant les heures ouvrables, un personnel assurant la surveillance sous la responsabilité de l'exploitant. En dehors des heures de présence sur le site, des astreintes à domicile seront organisées avec télétransmission des alarmes relatives à la surveillance de l'installation. Les informations relatives à la protection et la surveillance du site seront retransmises à la gendarmerie.
\n
Hors période de visite, le bâtiment réacteur sera confiné statiquement. Son atmosphère sera conditionnée de manière à maintenir un degré hygrométrique permettant de limiter le risque de corrosion. La concentration de tritium dans cette atmosphère sera contrôlée.
\n
Lors des périodes de visite et d'entretien, le bâtiment réacteur sera maintenu en confinement dynamique par renouvellement d'air et maintien en dépression par rapport à la pression atmosphérique.
\n
L'air provenant du bâtiment réacteur sera filtré à travers des filtres à très haute efficacité et contrôlé avant rejet à l'extérieur. L'efficacité de ces filtres fera l'objet d'une surveillance régulière.
\n
Un test global d'étanchéité du bâtiment réacteur sera réalisé périodiquement. La périodicité et le critère d'acceptation de débit de fuite relatifs à ce test seront précisés dans les règles générales d'exploitation.
\n
L'intégrité du confinement sera assurée pendant la durée de maintien de l'installation dans l'état intermédiaire de démantèlement prévu à l'article 1er du présent décret.
\n 4.5. Protection des travailleurs et du public
\n contre l'exposition aux rayonnements ionisants
\n
Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation dans les conditions prévues par le décret du 28 avril 1975 susvisé.
\n
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées seront prises pour que, dans le cadre des règles générales d'exploitation, et compte tenu des différents travaux prévus, les équivalents de doses individuelles et collectives reçus par les travailleurs et le public restent aussi faibles que raisonnablement possible.
\n
A l'issue des opérations de démantèlement partiel, l'exploitant transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et à la direction générale de la santé, ainsi qu'à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants, un bilan radiologique des travaux.
\n 4.6. Effluents liquides et gazeux
\n
Pendant la période de modification de l'installation, l'exploitant prendra toutes dispositions utiles pour limiter les effluents radioactifs ; ceux-ci seront gérés dans les conditions présentées dans le dossier joint à la demande et visé au présent décret.
\n
La nouvelle installation sera conçue pour ne pas rejeter d'effluents radioactifs liquides et gazeux.
\n 4.7. Gestion des déchets
\n
I. - L'exploitant s'efforcera de réduire le volume des déchets produits lors des travaux de modification et pendant la surveillance de son installation et optimisera leur gestion en veillant à les valoriser ou à les traiter chaque fois que cela sera possible, le stockage définitif devant être réservé aux déchets ultimes.
\n
Les déchets résultant des opérations susmentionnées seront triés par nature et par catégories de nuisance chimique ou radioactive en vue de faciliter leur traitement, leur valorisation par réemploi ou recyclage, leur conditionnement et leur stockage ultérieur dans des centres agréés.
\n
L'exploitant prendra toutes dispositions appropriées pour réduire au minimum le nombre d'emballages contenant des déchets qui séjournent dans l'installation en attente d'évacuation. Aucun entreposage d'une durée de plus de deux ans de ces déchets n'aura lieu à l'intérieur du périmètre délimité par le plan annexé au présent décret sans l'autorisation du directeur de la sûreté des installations nucléaires.
\n
L'exploitant assumera la responsabilité des déchets produits par la modification et pendant la phase de surveillance de l'installation. Il assurera, conformément aux objectifs de l'article 4.1 du présent décret, un suivi des déchets (nature, quantité, localisation...) s'appuyant sur des documents écrits et archivés le long des filières de gestion depuis leur production jusqu'à leur élimination définitive par traitement, réutilisation ou stockage définitif dans une installation autorisée.
\n
II. - En préalable au démarrage des travaux de modification et au plus tard six mois après la publication du présent décret, l'exploitant soumettra pour approbation au directeur de la sûreté des installations nucléaires une \" étude déchets \" mettant en évidence la mise en oeuvre effective des principes énoncés ci-dessus. Cette \" étude déchets \" comprendra :
\n
- un plan de zonage identifiant les parties de l'installation à l'origine de déchets radioactifs ; ce zonage devra prendre en compte la conception de l'installation, ses règles de fonctionnement et les incidents ayant pu s'y produire ;
\n
- une description des modes de génération des déchets ;
\n
- une description des entreposages ;
\n
- les principes et l'organisation qui seront mis en place par l'exploitant pour assurer le contrôle et le suivi des flux de déchets vers les différentes catégories de filières de traitement, de valorisation, d'élimination ou de stockage.
\n
L'\" étude déchets \" fera référence à des procédures de gestion qui seront mises en application lors de la phase de modification et pendant la phase de surveillance de l'installation.
\n
Cette \" étude déchets \" sera conçue de telle sorte qu'elle serve de référentiel pour la gestion des déchets produits lors de la phase de modification et pendant la phase de surveillance de l'installation.
\n
Les différentes filières de traitement, de valorisation, d'élimination ou de stockage de déchets feront l'objet, au fur et à mesure de leur définition, de compléments à l'\" étude déchets \" qui seront également soumis à l'approbation du directeur de la sûreté des installations nucléaires.
\n
III. - A l'issue des opérations de modification, l'exploitant transmettra au directeur de la sûreté des installations nucléaires un bilan des déchets, radioactifs et non radioactifs, produits au cours desdites opérations, dans lequel seront précisés leur nature physicochimique, leur volume, leur activité, leur contenu en radioéléments et leur devenir.
\n 4.8. Protection contre l'incendie
\n
Des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
\n
Durant la phase des travaux, les chemins d'évacuation devront être parfaitement définis et dégagés. Ils devront avoir été portés à la connaissance de l'ensemble des agents présents sur l'installation.
\n 4.9. Protection contre les agressions de l'environnement
\n
Des dispositions seront prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances radioactives, compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines ou des transports effectués au voisinage de l'installation, notamment des effets dynamiques et des projectiles susceptibles d'atteindre cette dernière.
\n
L'exploitant se tiendra informé de tous projets de modification de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation de création susvisé, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des prescriptions du présent décret ou sur la sûreté de l'installation, et présentera à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles.
\n 4.10. Protection contre les séismes
\n
L'exploitant veillera à ce que la capacité de tenue au séisme des différentes parties de l'installation ne soit pas altérée tant pour celles qui seront maintenues en l'état que celles qui seront modifiées.
\n 4.11. Formation du personnel
\n
Sans préjudice des dispositions de l'article 11 du décret du 28 avril 1975 susvisé, le personnel qui sera affecté à l'installation devra posséder les aptitudes professionnelles normalement requises et recevoir une formation particulière en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection.
\n 4.12. Transport de substances radioactives
\n
Les transports de substances radioactives seront effectués selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public et de l'environnement.
\n
Les emballages de transport de substances radioactives feront l'objet de contrôles de radioactivité à leur réception et avant leur expédition.
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Dans un délai qui sera fixé dans l'approbation prévue à l'article 6 du présent décret, l'exploitant présentera à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection le rapport définitif de sûreté relatif à l'ensemble de l'installation ainsi qu'une remise à jour des règles générales d'exploitation et du plan d'urgence interne.
\n
L'installation visée par le présent décret ne pourra être considérée comme mise en service, au sens du décret du 11 décembre 1963 susvisé, qu'après que les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie auront donné leur approbation au rapport définitif de sûreté, aux règles générales d'exploitation précitées et au plan d'urgence interne.
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Le conseil scientifique et technique comprend,

sous la présidence du haut-commissaire à l'énergie atomique, le délégué central Sécurité du C.E.A., le directeur de l'I.P.S.N., quatre personnalités scientifiques et quatre personnalités compétentes en matière de déchets radioactifs.

\n
\n

Les membres, autres que les membres de droit, sont nommés pour une durée de trois ans par arrêté du ministre de l'industrie.

\n
\n

Le directeur général de l'énergie et des matières premières,

le secrétaire général du comité interministériel de la sécurité nucléaire, le directeur de la prévention des pollutions et nuisances, le chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, le chef de l'Office de protection contre les rayonnements ionisants peuvent assister ou se faire représenter aux réunions du conseil scientifique et technique. Ils reçoivent à cette fin copie des convocations et des documents adressés aux membres du conseil scientifique et technique.

\n
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L'exploitant constitue et tient à jour un dossier résumant les mesures et moyens prévus pour appliquer le présent arrêté ; en particulier il y décrit les principes de la surveillance des prestataires. Il transmet ce dossier à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, ainsi que, par la suite, ses mises à jour, sous réserve des dispositions transitoires prévues à l'article 17 du présent arrêté. Pour une installation nucléaire de base à créer, ce dossier est transmis lors du dépôt de la demande d'autorisation de création.

\n
\n

L'exploitant tient ou fait tenir tout élément témoignant de l'application du présent arrêté à la disposition du chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et à celle des inspecteurs des installations nucléaires de base par lui mandatés.

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L'exploitant doit être en mesure de rendre compte au chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection de l'application des dispositions du présent arrêté, et notamment de l'identification des activités concernées par la qualité. Il fournit au chef de ce service, sur sa demande, toutes informations et justifications sur ces points. En fonction de celles-ci, le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur peut prescrire à l'exploitant toute disposition jugée nécessaire à l'application du présent arrêté.

\n
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13-1. Les anomalies ou incidents qui ont une importance particulière pour la sûreté doivent être identifiés. Ces anomalies ou incidents sont désignés \"anomalies ou incidents significatifs\" dans le présent arrêté.

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A cette fin, une procédure doit permettre pour chaque activité concernée par la qualité de déterminer, en tenant compte dans la mesure du possible de critères établis, ceux des incidents ou anomalies qui doivent être considérés comme significatifs. Elle précise les fonctions des personnes chargées de cette identification.

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\n

13-2. L'exploitant déclare à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection les anomalies ou incidents significatifs dans les plus brefs délais. Il prend des dispositions appropriées à cet égard vis-à-vis de ses prestataires.

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La déclaration décrit les mesures déjà prises ou envisagées pour limiter l'extension de l'anomalie ou de l'incident et, le cas échéant, pour en atténuer les conséquences [*mentions obligatoires*]. Si l'installation est en fonctionnement, la déclaration précise les dispositions prises ou prévues pour la poursuite ou la reprise de l'exploitation dans des conditions de sûreté satisfaisantes.

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13-3. Les anomalies ou incidents significatifs font l'objet d'une analyse approfondie :

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- pour déterminer avec précision leurs causes et leurs conséquences directes ou potentielles pour la sûreté ;

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- pour en tirer les enseignements utiles pour l'activité concernée par la qualité affectée et, le cas échéant, pour d'autres activités concernées par la qualité.

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Un dossier est constitué et tenu à jour pour chaque anomalie ou incident significatif qui contient notamment les éléments de cette analyse.

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13-4. L'exploitant informe périodiquement le chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection MAJ de l'état du dossier précité.

\n
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15-1. Les dispositions du présent arrêté doivent avoir été appliquées aux activités qui débutent avant que la demande d'autorisation de création d'une installation nucléaire de base ait été déposée et qui, lors du dépôt de cette demande, sont identifiées comme des activités concernées par la qualité.

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15-2. L'exploitant transmet à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, en liaison avec sa demande d'autorisation de création, une déclaration relative à l'engagement de ces activités concernées par la qualité et aux dispositions qu'il a prises pour assurer l'application du présent arrêté.

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Les activités de recherche et développement ou d'enseignement qui sont menées dans une installation nucléaire de base à vocation de recherches ou d'enseignement ne sont pas soumises aux dispositions de l'article 2-2 et des articles 4 à 15. En tout état de cause, l'exploitant doit être en mesure de rendre compte au chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection des dispositions prises en application de l'article 1er.
\n
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A titre de dispositions transitoires, tout exploitant ou toute personne qui acquerrait cette qualité dans un délai d'un an à partir de la date de publication du présent arrêté au Journal officiel de la République française peut disposer d'un délai d'au plus un an après la date de publication précitée, pour présenter le dossier prévu à l'article 5 et pour se conformer aux dispositions du présent arrêté, sous réserve des dispositions ci-après.

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\n

Pour les activités de construction et d'exploitation déjà engagées ou pour celles qui le seraient dans un délai d'un an à partir de la date de publication précitée, l'exploitant peut demander au ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur (direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection),

au plus tard dix mois après la date de publication précitée, une prolongation du délai d'un an et, dans ce cas, doit proposer l'échéancier et les conditions de mise en place des dispositions permettant l'application du présent arrêté. Au vu de cette demande et des propositions qui l'accompagnent, le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur peut accorder un délai plus long aux conditions qu'il fixe sans que le délai à compter de la date de publication précitée ne puisse excéder trois ans, sous réserve des dispositions de l'article 18.

\n
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Le chef de la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection est chargé de l'exécution du présent arrêté, qui sera publié au Journal officiel de la République française.
\n
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L'installation nucléaire de base dont la création est autorisée par le présent décret sera constituée par les bâtiments et équipements implantés à l'intérieur du périmètre délimité par le plan annexé au présent décret (1).
\n
(1) Ce plan peut être consulté :
\n
- à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, 99, rue de Grenelle, 75353 Paris 07 SP ;
\n
- à la direction régionale de l'industrie, de la recherche et de l'environnement de la région Provence-Alpes-Côte d'Azur, 67-69, avenue du Prado, 13286 Marseille Cedex 06 ;
\n
- à la direction régionale de l'industrie, de la recherche et de l'environnement de Languedoc-Roussillon, 6, avenue de Clavières, 30319 Alès Cedex ;
\n
- à la préfecture du Gard, place de la Préfecture, 30045 Nîmes Cedex.
\n
L'installation Centraco sera constituée par :
\n
Un bâtiment de fusion, désigné ci-après \" bâtiment F \", où seront fondus les déchets métalliques, pour un tonnage annuel maximal de 4 500 tonnes ;
\n
Une unité d'incinération comprenant un bâtiment d'incinération, désigné ci-après \" bâtiment I \", où seront incinérés les déchets combustibles, pour un tonnage annuel maximal de 3 500 tonnes de déchets solides et 1 500 tonnes de déchets liquides. Dans ce bâtiment seront également conditionnés des déchets incombustibles ainsi que les résidus d'incinération. L'unité d'incinération comprendra également un bâtiment d'entreposage de cendres et de mâchefers, désigné \" bâtiment C \" ;
\n
Une unité comprenant un bâtiment de maintenance désigné ci-après \" bâtiment M \", regroupant les activités de servitude et le laboratoire, deux bâtiments d'entreposage de déchets liquides, désignés ci-après \" bâtiments L \", et un bâtiment d'entreposage de déchets métalliques, désigné ci-après \" bâtiment E \".
\n
L'activité maximale équivalente en radioéléments du groupe I, au sens du décret du 20 juin 1966 modifié susvisé, susceptible d'être présente dans ces bâtiments, sera limitée à 4,8 térabecquerels.
\n
En conséquence Centraco est une installation à risque réduit au sens du décret du 12 avril 1991 susvisé.
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L'exploitant respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :
\n 4.1. Assurance de la qualité
\n
L'exploitant veillera, conformément à l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base, à obtenir, pour les structures, composants et systèmes importants pour la sûreté, une qualité en rapport avec les fonctions qu'ils assurent. Il mettra en oeuvre à cet effet un système efficace permettant que soit définie la qualité à rechercher, que celle-ci soit obtenue, que ce résultat soit contrôlé et que soient rectifiées les erreurs éventuelles. Ce système comprendra la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées.
\n 4.2. Protection contre le risque de dissémination
\n de substances radioactives ou chimiques
\n
L'installation sera conçue, réalisée et exploitée de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre le risque de dissémination de substances radioactives ou chimiques. Le confinement de ces substances tiendra compte de leur forme physico-chimique.
\n
Le confinement des substances radioactives ou chimiques sera normalement assuré à l'aide de deux systèmes. Le premier système préviendra en particulier le risque de dissémination radioactive à l'intérieur des zones accessibles au personnel. A cet égard, les manipulations de substances radioactives seront effectuées de façon à interposer entre le personnel et les matières un confinement statique ou dynamique. Un dispositif permettant une détection rapide des incidents consécutifs à la défaillance de ce premier système sera installé. Le second système complétera en tant que de besoin la protection du personnel et préviendra la dispersion des substances radioactives à l'extérieur de l'installation en cas de défaillance éventuelle du premier système.
\n
Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 6 et 7 ci-après préciseront les conditions d'application de ces dispositions, en particulier en ce qui concerne la surveillance, les essais et la maintenance des dispositifs de confinement et de contrôle.
\n
Les unités dans lesquelles circuleront ou seront stockés des liquides radioactifs ou chimiques seront munies de dispositifs de rétention étanches de capacité appropriée. S'il s'agit de stockages, la capacité utile de la cuvette de rétention associée sera au moins égale à la capacité du plus gros réservoir implanté, ainsi qu'à la moitié de la capacité totale du stockage.
\n
Dans les parties de l'installation où le risque de dissémination chimique ou radioactive existe, des dispositifs de ventilation maintiendront, par rapport à la pression atmosphérique, une dépression fixée dans les règles générales d'exploitation et adapatée à l'importance du risque, compte tenu des opérations qui y seront conduites ; lorsque ces parties de l'installation communiquent entre elles, ou sont susceptibles de se trouver mises en communication, les dispositifs de ventilation permettront l'établissement d'une cascade de dépressions suffisante pour prévenir la diffusion de produits chimiques ou radioactifs à partir des parties présentant les risques de dissémination chimique ou radioactive les plus élevés vers celles présentant de moindres risques.
\n
L'air provenant des parties ventilées de l'installation présentant un risque de dissémination de radioactivité sera filtré à travers des filtres à très haute efficacité et contrôlé avant d'être rejeté à l'extérieur. Les dispositifs de ventilation, et notamment l'efficacité de leurs filtres, feront l'objet d'une surveillance régulière.
\n
Des contrôles seront effectués aux différents points de rejet pour vérifier l'absence de radioactivité dans l'air rejeté suivant les conditions définies par l'Office de protection contre les rayonnements ionisants (O.P.R.I.) et les résultats en seront transmis mensuellement à cet office.
\n 4.3. Protection des travailleurs et du public
\n contre l'exposition aux rayonnements ionisants
\n
Conformément aux dispositions de l'article 15 du décret du 28 avril 1975 modifié susvisé, une ou plusieurs zones contrôlées, dont l'accès sera réglementé, seront délimitées et signalées de manière appropriée. En outre, des zones surveillées seront, si nécessaire, définies.
\n
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées seront prises pour que, dans le cadre des règles générales d'exploitation prévues par le présent décret et compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment des opérations de maintenance, les équivalents de doses individuelles et collectives reçus par les travailleurs et le public restent aussi faibles que possible.
\n 4.4. Protection contre les séismes
\n
Le bâtiment C de l'installation où il existe un risque significatif de dispersion de matières radioactives sera dimensionné au séisme maximum de sécurité, les autres bâtiments étant dimensionnés selon les règles parasismiques de 1992.
\n 4.5. Effluents liquides et gazeux
\n
Toutes dispositions seront prises pour respecter les modalités de rejets qui seront fixées, dans le cadre de la réglementation en vigueur, par les autorisations qu'il appartiendra à l'exploitant de solliciter en temps utile. Les effluents liquides produits par l'installation y seront collectés, éventuellement traités, contrôlés et comptabilisés, puis transférés à la station des effluents de l'établissement Cogema (Compagnie générale des matières nucléaires) de Marcoule. A cet effet, conformément à l'article 9 du décret du 4 mai 1995 susvisé, la société Socodei passera, en vue de l'obtention de ses autorisations de rejets, une convention avec l'établissement Cogema de Marcoule, qui fixera les caractéristiques et les quantités des effluents traités et énoncera les obligations respectives des deux exploitants en matière d'autosurveillance. Les effluents gazeux rejetés seront contrôlés en continu et comptabilisés.
\n
L'exploitant s'assurera des moyens nécessaires pour effectuer des contrôles de l'environnement eu égard au risque de dissémination de substances radioactives ou chimiques.
\n 4.6. Déchets solides
\n
L'exploitant s'efforcera de réduire le volume et l'activité des déchets solides de procédés produits dans son installation.
\n
Aucun stockage définitif de substances radioactives n'aura lieu à l'intérieur du périmètre délimité par le plan annexé au présent décret. Par ailleurs, aucun entreposage de colis finis et de déchets solides de procédés, d'une durée de plus de deux ans, n'aura lieu à l'intérieur de ce périmètre.
\n
L'exploitant assurera, notamment par archivage, la traçabilité (localisation, quantité, nature) des déchets jusqu'à leur élimination par traitement, réutilisation ou stockage définitif dans une installation autorisée.
\n
Au plus tard avant la mise en exploitation prévue à l'article 6 du présent décret, l'exploitant devra avoir obtenu un agrément de l'Agence nationale des déchets radioactifs (Andra) pour les colis produits par l'installation destinés à être stockés dans un centre agréé de l'Andra.
\n 4.7. Protection contre l'incendie
\n
Des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne ou externe à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
\n
En particulier, l'installation comportera des mesures de sectorisation adaptées aux incendies considérés comme plausibles qui s'y déclareraient ou la menaceraient et des moyens de secours programmés.
\n 4.8. Protection contre les agressions de l'environnement
\n
Des dispositions seront prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances dangereuses, compte tenu de toute circonstance plausible pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines ou des transports effectués au voisinage de l'installation, notamment des effets dynamiques et des projectiles susceptibles d'atteindre cette dernière.
\n
Des dispositions seront également prises pour maintenir l'installation dans un état sûr en cas d'inondation, de hautes ou de basses températures, de vents forts ou de chutes de neige importantes.
\n
L'exploitant se tiendra informé de tout projet de modification de l'environnement par rapport à la description des dossiers joints à la demande d'autorisation de création susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des prescriptions du présent décret ou sur la sûreté de l'installation ; il présentera à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles, ainsi que le cas échéant les mesures qu'il envisage de prendre pour y remédier.
\n 4.9. Formation du personnel
\n
Sans préjudice des dispositions de l'article 11 du décret du 28 avril 1975 susvisé, le personnel qui sera employé dans l'installation possédera les aptitudes professionnelles normalement requises ou aura reçu, avant tout travail effectif dans cette installation, une formation particulière en matière de sécurité nucléaire et de protection contre les risques liés aux produits manipulés et entreposés.
\n 4.10. Conduite de l'installation
\n
Les systèmes de protection, de sécurité et de conduite intéressant la sûreté de l'installation seront conçus pour fournir des indications fiables, pour détecter les évolutions des paramètres importants pour la sûreté et pour permettre la mise en état sûr de l'installation.
\n
Les dispositions précises retenues à cet effet, et notamment les conditions de contrôle et de maintenance de ces systèmes, seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 6 et 7 ci-après. Les règles générales d'exploitation préciseront également les moyens de protection individuels et collectifs du personnel, ainsi que les règles d'usage de ces moyens.
\n 4.11. Transports de substances radioactives
\n
Les transports de substances radioactives seront effectués selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs, des personnes du public et de l'environnement.
\n
Les emballages de transport et les conteneurs de substances radiactives feront l'objet de contrôles de contamination et de débit de dose à leur réception et avant leur expédition.
\n 4.12. Manutention
\n
Sans préjudice de la réglementation relative au contrôle des appareils de manutention, des dispositions seront prévues en matière de conception et de règles d'exploitation afin de prévenir le risque de chute de charge et d'en minimiser les conséquences compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel de l'installation.
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L'exploitation de l'installation selon les modalités définies dans la demande susvisée, notamment l'introduction et la mise en oeuvre de matières radioactives dans le bâtiment de fusion et l'unité d'incinération, est soumise à l'approbation du ministre chargé de l'environnement et du ministre chargé de l'industrie.
\n
A cet effet, et au plus tard six mois avant la mise en exploitation d'un bâtiment ou d'un atelier, l'exploitant transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier comportant un rapport provisoire de sûreté, des règles générales d'exploitation et un plan d'urgence interne de l'installation précisant les moyens à mettre en oeuvre sur le site en cas de situation accidentelle. Ces documents devront comporter les éléments permettant de s'assurer que les prescriptions du présent décret, en particulier celles contenues dans son article 4, ont été ou seront respectées et que l'installation pourra être exploitée dans des conditions de sûreté satisfaisantes.
\n
L'installation sera considérée comme mise en exploitation au sens de l'article 17 de la loi du 27 décembre 1975 susvisée deux mois après l'approbation par les ministres chargés de l'industrie et de l'environnement des documents prévus ci-dessus.
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Le délai de mise en service prévu à l'article 4-III du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé sera de dix ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel de la République française.
\n
L'exploitant présentera à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un rapport définitif de sûreté, accompagné de la mise à jour des règles générales d'exploitation et du plan d'urgence interne, six mois au moins avant l'achèvement de ce délai. L'installation ne pourra être considérée comme mise en service au sens dudit article qu'après que les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie auront donné leur approbation à ces documents.
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L'exploitant adressera aux ministres chargés de l'industrie et de l'environnement (direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection) le dossier présentant les actions envisagées en vue du démantèlement de l'installation, au plus tard un an avant la date qu'il retiendra pour engager les travaux correspondants ; ce dossier devra inclure l'analyse de sûreté de ces opérations.
\n
Il fournira en même temps, selon le cas, le dossier de la future installation (installation nucléaire de base ou installation classée pour la protection de l'environnement) ou le dossier de réhabilitation du site.
\n
Il présentera, au moins tous les dix ans, un exposé justificatif de ses intentions relatives au devenir à long terme de l'installation.
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L'exploitant établira les consignes de sécurité et les procédures détaillées à respecter relatives aux opérations de manutention du combustible, de vidange et d'entreposage du sodium conformément aux règles générales de surveillance et d'entretien de l'installation mentionnées à l'article 1er.
\n
L'exploitation mènera les opérations de mise à l'arrêt définitif en maintenant à tout moment l'installation dans un état conforme à celui découlant de la stricte application des documents mentionnés à l'article 1er et en respectant plus particulièrement les prescriptions énoncées ci-après :
\n 3.1. Déchargement du réacteur
\n
Les éléments déchargés du réacteur seront entreposés dans l'installation nucléaire de base n° 141 dénommée atelier pour l'évacuation du combustible, créée par le décret du 24 juillet 1985 modifié susvisé.
\n
Un dossier de sûreté comportant un plan de déchargement sera adressé, pour approbation, au directeur de la sûreté des installations nucléaires au plus tard trois mois avant le début du déchargement.
\n
Le déchargement et l'entreposage devront respecter, outre les documents énumérés à l'article 1er, les conditions suivantes :
\n
- l'entreposage et toute manutention des éléments déchargés seront réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques d'échauffement ou de chute pouvant endommager le combustible ;
\n
- le transfert des éléments déchargés utilisera notamment le poste de transfert du combustible prévu à cet effet.
\n 3.2. Vidange et entreposage du sodium
\n
La vidange du sodium contenu dans les circuits primaire, secondaires, de sauvegarde et leurs auxiliaires conduira à entreposer ce sodium, ainsi que le sodium provenant du démantèlement réalisé en 1988 du poste de transfert et de stockage du combustible (barillet), à l'état solide et sous gaz neutre dans les capacités présentes ou, le cas échéant, à créer sur le site. Un dossier de sûreté sera adressé, pour approbation, au directeur de la sûreté des installations nucléaires au plus tard six mois avant le début de la vidange du sodium primaire. Ce dossier devra respecter les documents énumérés à l'article 1er et précisera les dispositions prévues en vue de la résorption des rétentions de sodium, en particulier pour ce qui concerne :
\n
- la localisation précise des zones potentielles de rétention ;
\n
- la définition et la qualification des procédés retenus pour résorber les rétentions ;
\n
- la rédaction des procédures de résorption précisant les contrôles préalables, les paramètres surveillés, les critères d'arrêt des opérations et les actions de repli, enfin les contrôles réalisés à la fin des opérations ;
\n
- les éléments justificatifs des procédures, en particulier les analyses de sûreté des opérations telles que définies dans les procédures et le retour d'expérience d'opérations similaires réalisées sur d'autres installations utilisant du sodium.
\n 3.3. Conservation du circuit primaire
\n et des circuits secondaires et auxiliaires
\n
Tout éventuel traitement chimique du sodium résiduel restant sur le circuit primaire et les circuits secondaires et auxiliaires après les opérations de vidange et de résorption des rétentions importantes de sodium fera l'objet d'un dossier de sûreté, soumis pour accord au directeur de la sûreté des installations nucléaires avant tout début d'exécution. Ce dossier précisera l'objectif visé pour l'état final du circuit, dans le respect des documents énumérés à l'article 1er.
\n 3.4. Confinement et protection
\n contre le risque de dissémination de la radioactivité
\n
Une surveillance permanente sera exercée, notamment au niveau des barrières de confinement dont l'efficacité devra toujours être suffisante pour que soient respectées les règles de prévention de la dissémination de substances radioactives, aussi bien à l'intérieur qu'à l'extérieur de l'installation.
\n
En particulier :
\n
- l'étanchéité de l'enceinte secondaire, constituée par le bâtiment réacteur, fera l'objet de vérifications périodiques ;
\n
- l'efficacité des pièges à iode des circuits de ventilation des zones présentant des risques permanents de contamination à l'iode radioactif sera contrôlée périodiquement ;
\n
- le circuit de rejet à la cheminée sera muni de filtres à poussières, ininflammables et à haute efficacité, et d'un dispositif de contrôle continu de l'activité des rejets.
\n
Les contrôles susmentionnés feront l'objet de comptes rendus qui seront adressés à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants et au directeur de la sûreté des installations nucléaires.
\n
La surveillance de l'ensemble des alarmes liées aux systèmes de contrôle et de protection sera assurée en permanence par un personnel qualifié depuis un lieu situé à l'intérieur du site de la centrale nucléaire de Creys-Malville.
\n
Toute modification des dispositions particulières prévues pour le confinement dans les documents énumérés à l'article 1er devra être autorisée par le directeur de la sûreté des installations nucléaires. A l'appui de sa demande d'autorisation, l'exploitant transmettra un dossier présentant les nouvelles dispositions prévues, ainsi que :
\n
- l'ensemble des conséquences sur la sûreté, notamment en cas de ruptures de gaines, de ces nouvelles dispositions ;
\n
- les éventuelles dispositions compensatoires retenues, notamment à l'égard des autres barrières de confinement.
\n3.5. Protection des travailleurs et du public
\n contre l'exposition aux rayonnements ionisants
\n
Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation dans les conditions prévues par le décret du 28 avril 1975 modifié susvisé.
\n
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées seront prises pour que, dans le cadre des règles générales de surveillance et d'entretien, et compte tenu des différents travaux prévus, notamment des opérations de déchargement du réacteur et de transport de substances radioactives, les équivalents de doses individuelles et collectives reçus par les travailleurs et le public restent aussi faibles que raisonnablement possible.
\n
A l'issue des opérations autorisées par le présent décret, l'exploitant transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et à la direction générale de la santé, ainsi qu'à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants, un bilan radiologique des travaux.
\n 3.6. Effluents liquides et gazeux
\n
Toutes dispositions seront prises pour respecter les autorisations de rejets d'effluents liquides et gazeux en vigueur.
\n
Elles auront notamment pour objet d'éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique en sera effectué.
\n
Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuites des systèmes de traitement et de stockage des effluents.
\n 3.7. Gestion des déchets
\n
Aucun stockage définitif de déchets radioactifs ne sera réalisé dans le périmètre de l'installation.
\n
Le délai d'entreposage des déchets de toute nature devra être aussi court que possible.
\n
L'exploitant s'efforcera de réduire la quantité totale et la nocivité des déchets. Leur traitement, leur conditionnement et leur stockage ultérieur seront facilités par un tri, également réalisé par l'exploitant, par nature et par catégorie de nuisance radioactive ou chimique. Toute expédition de déchets devra faire l'objet de contrôles adaptés et ne pourra être effectuée qu'après obtention des autorisations nécessaires.
\n
Un inventaire de tous les types de déchets, indiquant notamment leur destination, leurs caractéristiques, leur conditionnement et leur quantité (volume ou masse), sera tenu à jour par l'exploitant. Cet inventaire et un bilan des expéditions seront adressés périodiquement au directeur de la sûreté des installations nucléaires.
\n3.8. Protection contre l'incendie
\n
Des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
\n
Les chemins d'évacuation devront être parfaitement définis et dégagés. Ils devront avoir été portés à la connaissance de l'ensemble des agents présents sur l'installation.
\n
A l'intérieur du périmètre de l'installation, tous les circuits mis définitivement hors service et contenant des liquides inflammables seront vidangés. Les circuits non contaminés pourront être démontés et évacués.
\n
Des règles internes préciseront les précautions à prendre lors de l'ouverture des circuits ou systèmes ayant contenu des matières inflammables ainsi que les conditions particulières d'entreposage des matériels démontés.
\n 3.9. Protection contre les séismes
\n
L'exploitant veillera à ce que la capacité de tenue au séisme des différentes parties de l'installation ne soit pas diminuée, tant pour celles qui seront maintenues en l'état que pour celles qui seront modifiées dans la perspective des étapes ultérieures de la mise à l'arrêt définitif puis du démantèlement.
\n 3.10. Périodicité des contrôles
\n
La périodicité des contrôles, inventaires et bilans mentionnés aux points 3.4, 3.6 et 3.7 ci-dessus sera fixée par le directeur de la sûreté des installations nucléaires, après avis du directeur général de la santé.
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L'installation nucléaire de base dont la création est autorisée par le présent décret comprendra l'ensemble des bâtiments et des équipements implantés dans le périmètre fixé par le plan annexé au présent décret (1).
\n
Seront compris dans cet ensemble :
\n
- les ouvrages souterrains, et notamment la caverne du réacteur, la caverne auxiliaire et les galeries d'accès ;
\n
- la station de traitement des effluents radioactifs ainsi que les bâtiments d'accès à la galerie auxiliaire ;
\n
- le bâtiment électrique ;
\n
- l'exutoire de ventilation situé près de l'entrée de la galerie d'accès de la caverne du réacteur ;
\n
- l'ancien local de stockage du combustible neuf et l'ancienne laverie ;
\n
- le bâtiment d'entreposage des fûts de déchets ;
\n
(1) Le plan annexé au présent décret peut être consulté :
\n
- à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, 99, rue de Grenelle, 75353 Paris 07 SP ;
\n
- à la direction régionale de l'industrie, de la recherche et de l'environnement de la région Champagne-Ardenne, 2, rue Grenet-Tellier, 51038 Châlons-en-Champagne Cedex ;
\n
- à la préfecture des Ardennes, 1, place de la Préfecture, 08011 Charleville-Mézières Cedex.
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L'exploitant respectera les prescriptions techniques générales énumérées ci-après :
\n 1. Qualité de l'installation
\n
En application de l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base, l'exploitant veillera à obtenir pour les éléments de l'installation modifiée une qualité appropriée par la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondées sur des procédures écrites et archivées.
\n
L'exploitant réalisera un recensement, un classement et un archivage de tous les documents relatifs à l'installation utiles pour la surveillance, les modifications et les travaux de démantèlement ultérieurs. Il s'assurera de la pérennité de cet archivage et de la conformité de ces documents avec la configuration technique de l'installation.
\n 2. Surveillance de l'état des cavernes et circuits
\n
L'état des structures métalliques en caverne, et notamment de la peau d'étanchéité, du circuit primaire et des circuits auxiliaires nucléaires, fera l'objet d'une surveillance périodique destinée à détecter tout risque de dégradation. Notamment, des témoins de corrosion seront installés dans les cavernes de façon à surveiller l'oxydation des structures métalliques. La bonne tenue des ouvrages souterrains sera également vérifiée régulièrement ainsi que l'état des drains de rocher.
\n
Les comptes rendus de ces visites périodiques seront tenus à la disposition du directeur de la sûreté des installations nucléaires. La périodicité de ces vérifications sera précisée dans les règles générales d'exploitation.
\n 3. Organisation des travaux
\n
L'exploitant, préalablement à l'ouverture du chantier :
\n
- définira les périmètres d'intervention, les circulations du personnel, du matériel et des déchets ainsi que les dispositions prises pour éviter les transferts éventuels de contamination de la zone de chantier vers les zones non concernées par les opérations d'assainissement et de démantèlement ;
\n
- rédigera des procédures et des modes opératoires relatifs aux opérations d'assainissement, de modification et de démantèlement.
\n 4. Confinement et protection
\n contre le risque de dissémination de la radioactivité
\n
La nouvelle installation sera surveillée de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre la dissémination de substances radioactives à l'intérieur de l'installation et dans son environnement. En particulier, les eaux pluviales et souterraines feront l'objet d'un contrôle périodique.
\n
Un compte rendu sera adressé chaque année à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants et à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n
L'ensemble des alarmes liées aux systèmes de surveillance de l'installation pendant et après les travaux de modification sera retransmis en un lieu du site où se trouve en permanence un personnel de surveillance.
\n
Un confinement statique sera assuré dans les ouvrages souterrains (caverne du réacteur, caverne auxiliaire et galeries d'accès), les bâtiments d'accès à la galerie auxiliaire, le bâtiment d'entreposage des fûts de déchets ainsi que la station de traitement des effluents radioactifs (STE). L'air provenant de ces parties lors des périodes de fonctionnement de la ventilation sera filtré à travers des filtres à très haute efficacité.
\n
Les circuits contenus dans ces locaux - circuit primaire, circuits auxiliaires et circuits STE - constitueront des volumes de confinement. Le circuit primaire sera équipé d'un dispositif d'équilibrage de pressions pourvu d'un filtre à très haute efficacité. L'efficacité des filtres à très haute efficacité fera l'objet d'une surveillance régulière.
\n
L'atmosphère des cavernes sera conditionnée de manière à maintenir un degré hygrométrique permettant de limiter le risque de corrosion. Ce degré hygrométrique sera précisé dans les règles générales d'exploitation.
\n
L'exutoire de ventilation sera équipé d'un système de mesure des aérosols permettant de contrôler la contamination de l'air extrait.
\n
Préalablement aux visites pour surveillance ou entretien, l'atmosphère des cavernes et de la STE sera assainie par renouvellement d'air.
\n 5. Protection des travailleurs et du public
\n contre l'exposition aux rayonnements ionisants
\n
Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation dans les conditions prévues par le décret du 28 avril 1975 susvisé.
\n
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées seront prises pour que les doses efficaces individuelles et collectives reçues par les travailleurs et le public restent aussi faibles que raisonnablement possible.
\n
A l'issue des opérations de modification, l'exploitant transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et à la direction générale de la santé, ainsi qu'à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants, un bilan radiologique couvrant la période des travaux.
\n 6. Effluents liquides et gazeux
\n
Pendant la période de modification de l'installation, l'exploitant prendra toutes dispositions utiles pour limiter les effluents radioactifs.
\n
Les drains de rocher, les drains de plancher ainsi que des capacités suffisantes de stockage seront maintenus opérationnels lors de la période de maintien de l'installation dans l'état intermédiaire de démantèlement prévu à l'article 1er du présent décret. Les effluents liquides collectés par les drains de rocher et de plancher subiront un traitement adapté avant leur rejet.
\n
Le rejet des effluents radioactifs liquides et gazeux produits pendant la période de modification de l'installation et pendant la période de surveillance de l'installation modifiée devra s'inscrire dans le cadre des autorisations du site nucléaire de Chooz.
\n 7. Gestion des déchets
\n
I. - L'exploitant s'efforcera de réduire le volume des déchets produits lors des travaux de modification et pendant la phase de surveillance de son installation et optimisera leur gestion en veillant à les valoriser ou à les traiter chaque fois que cela sera possible, le stockage définitif devant être réservé aux déchets ultimes.
\n
Les déchets résultant des opérations susmentionnées seront triés par nature et par catégories de nuisance chimique ou radioactive en vue de faciliter leur traitement, leur valorisation par réemploi ou recyclage, leur conditionnement et leur stockage ultérieur dans des centres autorisés.
\n
L'exploitant prendra toutes dispositions appropriées pour réduire au minimum le nombre d'emballages contenant des déchets qui séjournent transitoirement dans l'installation en attente d'évacuation. Aucun entreposage d'une durée de plus de deux ans de ces déchets n'aura lieu à l'intérieur du périmètre délimité par le plan annexé au présent décret sans l'autorisation du directeur de la sûreté des installations nucléaires.
\n
L'exploitant assumera la responsabilité des déchets produits par la modification et pendant la phase de surveillance de l'installation. Il assurera, conformément aux objectifs de l'article 4-1 du présent décret, un suivi des déchets (nature, quantité, localisation...) s'appuyant sur des documents écrits et archivés, le long des filières de gestion depuis leur production jusqu'à leur élimination définitive dans des installations autorisées.
\n
II. - En préalable à l'évacuation des déchets radioactifs de l'installation et au plus tard six mois après la publication du présent décret, l'exploitant soumettra pour approbation au directeur de la sûreté des installations nucléaires une \" étude déchets \" mettant en évidence la mise en oeuvre effective des principes énoncés ci-dessus. Cette \" étude déchets \" comprendra :
\n
- un plan de zonage identifiant les parties de l'installation à l'origine de déchets radioactifs ; ce zonage devra prendre en compte la conception de l'installation initiale, ses règles de fonctionnement et les incidents ayant pu s'y produire ;
\n
- une description des modes de production des déchets ;
\n
- une description des entreposages ;
\n
- l'organisation qui sera mise en place par l'exploitant pour assurer le contrôle et le suivi des flux de déchets vers les différentes catégories de filières d'élimination ;
\n
- les différentes filières d'élimination.
\n
L'\" étude déchets \" fera référence à des procédures de gestion qui seront mises en application lors de la phase de modification et pendant la phase de surveillance de l'installation.
\n
Cette \" étude déchets \" servira de référentiel pour la gestion des déchets produits lors de la phase de modification et pendant la phase de surveillance de l'installation.
\n
III. - A l'issue des opérations de modification, l'exploitant transmettra au directeur de la sûreté des installations nucléaires un bilan des déchets, radioactifs et non radioactifs, produits au cours desdites opérations, dans lequel seront précisés leur nature physico-chimique, leur volume, leur activité, leur contenu en radioéléments et leur devenir.
\n 8. Protection contre l'incendie
\n
Des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
\n
Durant la phase des travaux, les chemins d'évacuation devront être parfaitement définis et dégagés. Ils devront avoir été portés à la connaissance de l'ensemble des agents présents sur l'installation.
\n 9. Protection contre les agressions de l'environnement
\n
Des dispositions seront prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances radioactives, compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines, ou des transports effectués au voisinage de l'installation, notamment des effets dynamiques et des projectiles susceptibles d'atteindre cette dernière.
\n
L'exploitant se tiendra informé de tous les projets de modification de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation de création susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des prescriptions du présent décret ou sur la sûreté de l'installation, et présentera à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles.
\n 10. Protection contre les séismes
\n
L'exploitant veillera à ce que la capacité de tenue au séisme des différentes parties de l'installation ne soit pas altérée tant pour celles qui seront maintenues en l'état que celles qui seront modifiées.
\n 11. Formation du personnel
\n
Sans préjudice des dispositions de l'article 11 du décret du 28 avril 1975 susvisé, le personnel qui sera affecté aux travaux de modification de l'installation et à la surveillance de l'installation modifiée devra posséder les aptitudes professionnelles normalement requises et recevoir une formation particulière en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection.
\n12. Transport de substances radioactives
\n
Les transports de substances radioactives à l'intérieur de l'installation seront effectués selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs, du public et de l'environnement.
\n
Les emballages de transport de substances radioactives feront l'objet de contrôles de radioactivité à leur réception et avant leur expédition.
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Dans un délai qui sera fixé dans l'approbation prévue à l'article 6 du présent décret, l'exploitant présentera à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection le rapport définitif de sûreté relatif à l'ensemble de l'installation ainsi qu'une mise à jour des règles générales d'exploitation et du plan d'urgence interne.
\n
L'installation visée par le présent décret ne pourra être considérée comme mise en service, au sens du décret du 11 décembre 1963 susvisé, qu'après que les ministres chargés de l'environnement et de l'industrie auront donné leur approbation au rapport définitif de sûreté, aux règles générales d'exploitation précitées et au plan d'urgence interne.
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L'exploitant respectera en outre les prescriptions techniques générales énumérées ci-après :
\n 3.1. Qualité de l'installation
\n
En application de l'arrêté du ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base, l'exploitant veillera à obtenir, pour les éléments de l'installation modifiée selon les opérations visées à l'article 1er, une qualité appropriée par la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondées sur des procédures écrites et archivées.
\n
L'exploitant réalisera un recensement, un classement et un archivage de tous les documents relatifs à ces opérations. Il s'assurera de la pérennité de cet archivage.
\n 3.2. Organisation des travaux
\n
L'exploitant, préalablement à l'ouverture du chantier :
\n
- définira les périmètres d'intervention, les circulations du personnel, du matériel et des déchets ainsi que les dispositions prises pour éviter les transferts éventuels de contamination de la zone de chantier vers les zones non concernées par les opérations d'assainissement et de démantèlement ;
\n
- rédigera des procédures et des modes opératoires relatifs aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement.
\n 3.3. Confinement et protection contre le risque de dissémination de la radioactivité pendant toute la durée des travaux
\n
Les opérations seront conduites et l'installation sera surveillée de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre la dissémination de substances radioactives à l'intérieur de l'installation et dans son environnement.
\n
Dans les parties de l'installation où le risque de dissémination radioactive existe ou subsiste, des dispositifs de ventilation maintiendront, par rapport à la pression atmosphérique, une dépression fixée dans les règles générales de surveillance et d'entretien et adaptée à l'importance du risque, compte tenu des opérations qui y seront conduites ; lorsque ces parties de l'installation communiquent entre elles ou sont susceptibles de se trouver mises en communication, les dispositifs de ventilation permettront l'établissement d'une cascade de dépression suffisante pour prévenir la diffusion de produits radioactifs à partir des parties présentant les risques de dissémination radioactive les plus élevés vers celles présentant de moindres risques.
\n
Les barrières de confinement nécessaires seront maintenues ou, si besoin est, reconstituées.
\n
L'air provenant des parties ventilées de l'installation présentant un risque de dissémination de radioactivité sera filtré à travers des filtres à très haute efficacité et contrôlé avant d'être rejeté à l'extérieur. Les dispositifs de ventilation, et notamment l'efficacité de leurs filtres, feront l'objet d'une surveillance régulière.
\n
L'ensemble des alarmes liées aux systèmes de surveillance de l'installation pendant et après les travaux de modification sera retransmis en un lieu du site où se trouve en permanence un personnel de surveillance.
\n
L'exploitant prendra toutes dispositions pour éviter tout risque de dissémination de substances radioactives dans les eaux souterraines et les réseaux d'eaux usées et pluviales, notamment dans la zone d'entreposage des déchets ; en particulier, les eaux pluviales et souterraines feront l'objet d'un contrôle périodique.
\n
Un compte rendu sera adressé chaque année à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants et à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
\n 3.4. Protection des travailleurs et du public contre l'exposition aux rayonnements ionisants
\n
Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation dans les conditions prévues par le décret du 28 avril 1975 susvisé.
\n
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées seront prises pour que les doses efficaces individuelles et collectives reçues par les travailleurs et le public restent aussi faibles que raisonnablement possible.
\n
A l'issue des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement, l'exploitant transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, à la direction générale de la santé ainsi qu'à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants un bilan radiologique couvrant la période des travaux.
\n 3.5. Effluents liquides et gazeux
\n
Durant la période de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement, l'exploitant prendra toutes dispositions utiles pour limiter les effluents radioactifs et chimiques.
\n
Le rejet de tous les effluents produits pendant la période de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement et pendant la période de surveillance de l'installation devra s'inscrire dans le cadre des autorisations du site de la Société franco-belge de fabrication de combustible à Pierrelatte.
\n
L'exploitant maintiendra un contrôle de l'absence de radioactivité de l'air provenant du système de ventilation.
\n 3.6. Gestion des déchets
\n
I. - L'exploitant assume, conformément aux objectifs de l'article 3.1 du présent décret, la responsabilité de l'ensemble des déchets radioactifs et non radioactifs pendant les travaux de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de son installation. En particulier, il devra :
\n
- s'efforcer de réduire le volume des déchets produits dans son installation et optimisera leur gestion en veillant à faciliter leur valorisation par réemploi ou recyclage ou à les traiter chaque fois que cela sera possible ;
\n
- trier par nature et par catégories de nuisance chimique ou radioactive en vue de faciliter le traitement, la valorisation, le conditionnement et le stockage ultérieur des déchets produits dans des centres autorisés ;
\n
- prendre toutes dispositions appropriées pour réduire au minimum le nombre d'emballages contenant des déchets qui séjournent transitoirement dans l'installation en attente d'évacuation ;
\n
- garantir, notamment par archivage, le suivi des déchets (localisation, quantité, nature) jusqu'à leur élimination définitive dans des installations autorisées.
\n
\n
II. - En préalable à l'évacuation des déchets radioactifs de l'installation et au plus tard six mois après la publication du présent décret, l'exploitant soumettra pour approbation au directeur de la sûreté des installations nucléaires une \" étude déchets \" mettant en évidence la mise en oeuvre effective des principes énoncés ci-dessus. Cette étude déchets comprendra :
\n
- un plan de zonage identifiant les parties de l'installation à l'origine de déchets radioactifs ; ce zonage devra prendre en compte la conception de l'installation initiale, ses règles de fonctionnement et les incidents ayant pu s'y produire ;
\n
- une description des modes de production des déchets ;
\n
- une description des entreposages ;
\n
- l'organisation qui sera mise en place par l'exploitant pour assurer le contrôle et le suivi des flux de déchets vers les différentes catégories de filières d'élimination ;
\n
- les différentes filières d'élimination.
\n
L'étude déchets, pendant les travaux de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement :
\n
- fera référence à des procédures de gestion qui seront mises en application à cette occasion ;
\n
- servira de référentiel pour la gestion des déchets qui seront produits.
\n
III. - A l'issue des travaux, l'exploitant transmettra au directeur de la sûreté des installations nucléaires un bilan des déchets, radioactifs et non radioactifs, produits au cours desdites opérations, dans lequel seront précisés leur nature physico-chimique, leur volume, leur activité, leur contenu en radioéléments et leur devenir.
\n 3.7. Protection contre l'incendie
\n
Des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
\n
Durant la phase des travaux, les chemins d'évacuation devront être parfaitement définis et dégagés. Ils devront avoir été portés à la connaissance de l'ensemble des agents présents sur l'installation.
\n 3.8. Protection contre les agressions de l'environnement
\n
Des dispositions seront prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances radioactives, compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines, ou des transports effectués au voisinage de l'installation, notamment des effets dynamiques et des projectiles susceptibles d'atteindre cette dernière.
\n
L'exploitant se tiendra informé de tous les projets de modification de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des prescriptions du présent décret ou sur la sûreté de l'installation, et présentera à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles.
\n 3.9. Protection contre les séismes
\n
Pendant la durée des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement, l'exploitant veillera à ce que la capacité de tenue au séisme des différentes parties de l'installation ne soit pas altérée tant pour celles qui seront maintenues en l'état que pour celles qui seront modifiées.
\n 3.10. Formation du personnel
\n
Sans préjudice des dispositions de l'article 11 du décret du 28 avril 1975 susvisé, le personnel qui sera affecté aux travaux de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement devra posséder les aptitudes professionnelles normalement requises et recevoir une formation particulière en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection.
\n 3.11. Manutention
\n
Sans préjudice de la réglementation relative au contrôle des appareils de manutention, des dispositions seront prévues en matière de règles d'exploitation afin de prévenir le risque de chute de charge et d'en minimiser les conséquences compte tenu de toutes les circonstances plausibles.
\n 3.12. Transport de substances radioactives
\n
Les transports de substances radioactives à l'intérieur de l'installation seront effectués selon les modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs, du public et de l'environnement.
\n
Les emballages de transport de substances radioactives feront l'objet de contrôles de radioactivité à leur réception et avant leur expédition.
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La modification autorisée à l'article 1er a pour objet de donner au laboratoire d'essais sur combustibles irradiés, à l'intérieur du périmètre fixé par le plan annexé au présent décret (1), la structure suivante :
\n
- un bâtiment principal abritant des enceintes blindées et en particulier les lignes K et I et des laboratoires dont le laboratoire d'activité moyenne ;
\n
- un bâtiment constituant l'extension mentionnée à l'article 1er et communiquant avec le bâtiment principal par deux galeries, qui abrite la ligne dite M composée de deux lignes d'enceintes blindées parallèles, une zone de travail comportant une chaîne de boîtes à gants et une casemate blindée ; l'extension sera plus particulièrement dédiée, d'une part, à la préparation et à la caractérisation mécanique d'échantillons non fissiles de toute nature et, d'autre part, à la préparation et à la caractérisation de surface d'échantillons de matériaux irradiés et de combustibles ;
\n
- un bâtiment abritant une cellule blindée ;
\n
- un bâtiment abritant notamment des magasins et des ateliers ne contenant pas de matière radioactive.
\n
Le laboratoire d'essais sur combustibles irradiés est conçu pour examiner des matériaux irradiés et des combustibles.
\n
Le bâtiment constituant l'extension :
\n
- peut recevoir des matériaux irradiés constituant un ensemble de sources à l'origine d'un débit de dose maximal équivalent à celui généré par 1015 Bq de cobalt 60 ;
\n
- peut contenir une activité maximale en tritium fixée à 1014 Bq, notamment pour le cas des céramiques tritiées ;
\n
- peut recevoir une masse totale de combustibles irradiés, sous forme d'échantillons, de 20 grammes au maximum.
\n
\n
(1) Le plan annexé au présent décret peut être consulté :
\n
- à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, 99, rue de Grenelle, 75353 Paris 07 SP ;
\n
- à la direction régionale de l'industrie, de la recherche et de l'environnement d'Ile-de-France, 10, rue Crillon, 75194 Paris Cedex 04 ;
\n
- à la préfecture de l'Essonne, 1, boulevard de France, 91010 Evry Cedex.
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Sauf indication contraire, les prescriptions techniques générales énumérées ci-après sont applicables à l'ensemble de l'installation.
\n
\n 4.1. Assurance de la qualité
\n
L'exploitant veille, conformément à l'arrêté du ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base, à obtenir, pour les structures, composants et systèmes importants pour la sûreté, une qualité en rapport avec les fonctions qu'ils assurent. Il met en oeuvre à cet effet un système efficace permettant que soit définie la qualité à rechercher, que celle-ci soit obtenue, que ce résultat soit contrôlé et que soient rectifiées les erreurs éventuelles. Ce système comprend la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées.
\n
En particulier, l'exploitant procède à la surveillance et au contrôle de l'action des constructeurs et des fournisseurs lors de la conception, de la réalisation et des essais de mise en service des différents matériels.
\n
\n 4.2. Protection contre le risque de dissémination des substances radioactives ou chimiques
\n
L'installation est conçue, réalisée et exploitée de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre le risque de dissémination de substances radioactives ou chimiques. Le confinement de ces substances tient compte de leurs formes physico-chimiques.
\n
En particulier, le risque de dissémination atmosphérique est prévenu par un confinement statique des matières radioactives, complété par un confinement dynamique assuré par la ventilation.
\n
Le confinement dynamique est conçu et mis en oeuvre de telle sorte qu'il pallie les défauts résiduels d'étanchéité du confinement statique. Il assure, d'une part, le maintien d'une dépression significative des zones contrôlées par rapport à l'environnement, de manière à éviter tout rejet incontrôlé vers l'extérieur, et, d'autre part, le maintien d'une cascade de dépressions suffisante à l'intérieur du bâtiment pour assurer un transfert d'air des locaux présentant les risques de dissémination de matières radioactives ou chimiques les moins élevés vers ceux présentant les risques les plus élevés.
\n
L'air extrait des parties ventilées de l'installation présentant un risque de dissémination de radioactivité est filtré à travers des filtres de très haute efficacité et contrôlé en permanence avant d'être rejeté à l'extérieur. Les dispositifs de ventilation et notamment l'efficacité de leurs filtres font l'objet d'une surveillance périodique.
\n
L'extraction d'air des parties de l'installation, dans lesquelles il existe un risque de dégagement d'iode radioactif, est équipée de filtres adaptés.
\n
L'exploitant prend des dispositions appropriées pour éviter la dispersion des liquides radioactifs et chimiques.
\n
\n 4.3. Protection des travailleurs et du public contre l'exposition aux rayonnements ionisants
\n
Des zones réglementées sont délimitées à l'intérieur de l'installation dans les conditions prévues par le décret du 28 avril 1975 susvisé.
\n
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées sont prises pour que, dans le cadre des règles générales d'exploitation prévues par le présent décret, les doses efficaces individuelles et collectives reçues par les travailleurs et le public restent aussi faibles que raisonnablement possible.
\n
La quantité de matière radioactive présente dans chaque enceinte sera limitée pour prévenir l'exposition externe au poste de travail.
\n
\n 4.4. Protection contre les risques de criticité et gestion des matières fissiles
\n
L'installation est exploitée de façon à éviter tout accident de criticité dû aux matières fissiles contenues dans les éléments de combustibles irradiés.
\n
Les paramètres spécifiques de la prévention des risques de criticité pour les diverses opérations d'entreposage, de transformation et de transfert des matières fissiles notamment la limitation des quantités de matière fissile et du rapport de modération sont définis dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 6 et 7 du présent décret.
\n
Des consignes appropriées sont établies pour chaque unité de travail ainsi que pour les opérations d'entreposage et de transfert de matières fissiles.
\n
L'exploitant gère l'installation de façon à faire apparaître la nature et les quantités de matières fissiles introduites, entreposées et extraites par enceinte.
\n
\n 4.5. Protection contre les séismes
\n
L'extension est conçue et réalisée pour que les fonctions importantes pour la sûreté restent assurées en cas de séisme d'intensité VI sur l'échelle MSK.
\n
\n 4.6. Gestion des déchets
\n
L'exploitant assume la responsabilité de l'ensemble des déchets radioactifs et non radioactifs produits pendant la phase d'exploitation. Il s'efforce de réduire le volume, de limiter les quantités et l'activité des déchets solides de procédés produits dans son installation. L'exploitant prend toutes dispositions appropriées pour réduire au minimum le nombre d'emballages contenant des déchets qui séjournent transitoirement dans l'installation en attente d'évacuation. Aucun stockage définitif de substances radioactives n'a lieu à l'intérieur du périmètre délimité par le plan annexé au présent décret. Par ailleurs, aucun entreposage, d'une durée de plus de deux ans, de colis finis de déchets solides de procédés n'aura lieu à l'intérieur de ce périmètre sans l'autorisation du directeur de la sûreté des installations nucléaires. Afin de faciliter leur valorisation par réemploi ou recyclage, leur conditionnement et leur stockage ultérieur dans des centres autorisés, les déchets résultant de l'exploitation de l'installation sont triés par nature et par catégorie de nuisance chimique ou radioactive. L'exploitant assure, notamment par archivage, le suivi des déchets (localisation, quantité, nature) jusqu'à leur élimination définitive dans des installations autorisées.
\n
Au plus tard neuf mois avant la mise en exploitation dans les conditions prévues à l'article 6 du présent décret, l'exploitant soumettra pour approbation au directeur de la sûreté des installations nucléaires une \" étude déchets \" mettant en évidence la mise en oeuvre effective dans l'ensemble de l'installation des principes énoncés ci-dessus.
\n
\n 4.7. Protection contre l'incendie
\n
Des dispositions sont prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne ou externe à l'installation, pour permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction. Des dispositions sont également prises pour protéger les locaux contre tout risque d'explosion d'origine externe.
\n
L'extension est conçue pour assurer, en cas d'incendie, le confinement dans l'installation des matières radioactives sous forme de poussières, aérosols et fumées.
\n
\n 4.8. Protection contre les agressions de l'environnement
\n
Des dispositions sont prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances radioactives, compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines ou des transports effectués au voisinage de l'installation, notamment des effets dynamiques et des projectiles susceptibles d'atteindre cette dernière.
\n
Des dispositions sont également prises pour maintenir l'installation dans un état sûr en cas d'inondation, de hautes ou de basses températures, de vents forts ou de chutes de neige importantes.
\n
L'exploitant se tient informé de tous les projets de modification de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation de modification susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des prescriptions du présent décret ou sur la sûreté de l'installation, et présente si nécessaire à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée sur son installation, compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles.
\n
\n 4.9. Formation du personnel
\n
Sans préjudice des dispositions de l'article 11 du décret du 28 avril 1975 susvisé, le personnel qui est employé dans l'installation, tant pour les travaux de modification que pour sa surveillance et son exploitation, possède les aptitudes professionnelles normalement requises et a reçu, avant tout travail effectif dans cette installation, une formation particulière en matière de sûreté nucléaire et de protection contre les risques liés aux produits manipulés et entreposés.
\n
\n 4.10. Transport de substances radioactives
\n
Les transports de substances radioactives dans le périmètre de l'installation sont effectués selon des modalités propres à assurer la sûreté du transport et le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs, du public et de l'environnement.
\n
Les transferts de matériaux irradiés entre les lignes K et I et la nouvelle ligne M s'effectuent à l'intérieur du périmètre de l'installation nucléaire de base dans des emballages adaptés aux risques liés à ces transferts.
\n
Les emballages de transport de matières radioactives font l'objet de contrôles de non-contamination externe et de débit de dose à leur réception et avant leur expédition.
\n
\n 4.11. Manutention
\n
Sans préjudice de la réglementation relative au contrôle des appareils de manutention, des dispositions seront prévues en matière de conception et de règles d'exploitation afin de prévenir le risque de chute de charge et d'en minimiser les conséquences compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel de l'installation.
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Dans le cadre de cette modification, l'exploitant est autorisé à créer une extension dénommée SPIRAL (système de production d'ions radioactifs accélérés en ligne), à l'intérieur du périmètre fixé selon le plan annexé au présent décret (1).
\n
L'extension SPIRAL comprend les équipements nouveaux suivants :
\n
- une casemate contenant un ensemble cible-source ;
\n
- un accélérateur de particules (CIME) ;
\n
- des lignes de transfert de faisceau ;
\n
- une salle destinée à l'entreposage, au démantèlement et aux tests des ensembles cibles-sources neufs ou irradiés ;
\n
- un système particulier de manutention des ensembles cibles-sources.
\n
L'énergie du faisceau primaire venant frapper l'ensemble cible-source reste dans les limites autorisées par le décret du 29 décembre 1980 susvisé. L'énergie du faisceau d'ions extrait de l'ensemble cible-source de SPIRAL, après accélération par le cyclotron CIME, est limitée à 25 MeV/nucléon et à une intensité de 5.1011 particules/seconde.
\n
\n
(1) Le plan annexé au présent décret peut être consulté :
\n
- à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, 99, rue de Grenelle, 75353 Paris 07 SP ;
\n
- à la direction régionale de l'industrie, de la recherche et de l'environnement de la région Basse-Normandie, CITIS \" Le Pentacle \", avenue de Tsukuba, 14209 Hérouville-Saint-Clair Cedex ;
\n
- à la préfecture du Calvados, rue Saint-Laurent, 14038 Caen Cedex.
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Article 4 ENTIEREMENT_MODIF (Décret n° 2002-255 du 22 février 2002 modifiant le décret n° 93-1272 du 1er décembre 1993 et créant une direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection)