Article 3 AUTONOME MODIFIE, en vigueur du au (Décret no 94-1042 du 5 décembre 1994 portant nouvelle autorisation de création par l'institut Max von Laue-Paul Langevin d'une installation dénommée Réacteur à haut flux, sur le site de Grenoble (Isère))
Article 3 AUTONOME MODIFIE, en vigueur du au (Décret no 94-1042 du 5 décembre 1994 portant nouvelle autorisation de création par l'institut Max von Laue-Paul Langevin d'une installation dénommée Réacteur à haut flux, sur le site de Grenoble (Isère))
L'institut Max von Laue-Paul Langevin est soumis aux prescriptions énumérées ci-après :
3.1. Qualité de l'installation
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.
3.2. Elément combustible
Le coeur du réacteur est composé d'un seul élément combustible dont la matière fissile est constituée par un alliage uranium enrichi-aluminium.
Un contrôle des caractéristiques neutroniques et dimensionnelles de l'élément combustible sera effectué préalablement à sa mise en pile.
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 de la sûreté des installations nucléaires).
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.
3.3. Piscine, circuits et structures internes
La conception de l'installation doit être telle que :
- la puissance thermique dégagée par un fonctionnement continu puisse être extraite par un circuit principal de refroidissement comportant des échangeurs de chaleur ;
- 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.
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.
L'installation doit être conçue de façon à interdire le dénoyage du coeur du réacteur, notamment dans les éventualités suivantes :
- rupture du bidon réflecteur ;
- rupture de tuyauterie du circuit primaire ;
- défaut d'étanchéité entre la piscine et la salle inférieure.
3.4. Enceinte de confinement
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.
L'étanchéité des deux enceintes doit être suffisante pour ne nécessiter aucun rejet d'air pollué pendant une durée de douze heures.
L'enceinte interne de confinement doit pouvoir résister à une surpression de 150 mbar s'exerçant de l'intérieur ou de l'extérieur.
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.
Les traversées de l'enceinte associées au circuit de ventilation doivent être munies d'obturateurs à fermeture rapide.
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.
3.5. Refroidissement du coeur
Pendant le fonctionnement normal en puissance du réacteur, la chaleur produite par le coeur sera évacuée par le circuit principal de refroidissement.
La puissance thermique en fonctionnement continu, ou la puissance résiduelle, sera extraite selon les prescriptions du paragraphe 3.3 du présent article.
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.
3.6. Circuit d'eau secondaire
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.
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.
3.7. Dispositifs expérimentaux
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.
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.
3.8. Maîtrise de la réactivité
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.
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.
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.
3.9. Systèmes de protection et de sécurité
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).
3.10. Circuits de ventilation et de rejet
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur rappelée à l'article 2 du présent décret, les dispositions ci-après seront prévues :
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.
Les circuits de rejet à la cheminée doivent être munis d'un dispositif continu de mesure de l'activité des effluents gazeux rejetés.
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.
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.
3.11. Manutention et stockage des éléments combustibles
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.
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.
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.
3.12. Protection contre les agressions
d'origine interne ou externe à l'installation
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.
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.
3.13. Protection contre les séismes
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.
3.14. Protection contre les incendies
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.
3.15. Installations annexes du réacteur
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.
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 de la sûreté des installations nucléaires), après avis du ministre chargé de la santé.
3.16. Protection des travailleurs et du public
contre l'exposition aux rayonnements ionisants
Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation conformément aux prescriptions du décret du 28 avril 1975 modifié susvisé.
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.
3.17. Effluents liquides et gazeux
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.
Elles auront notamment pour objet d'éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique en sera effectué.
Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuite des systèmes de traitement et de stockage des effluents.
3.18. Déchets
Aucun stockage définitif de déchets radioactifs ne sera réalisé dans le périmètre de l'installation.
La durée d'entreposage des déchets sur le site devra être aussi courte que possible.
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.
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 de la sûreté des installations nucléaires.
3.19. Transport des produits radioactifs
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.
3.20. Mise à l'arrêt définitif
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.