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Electricité de France respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :

3.1. Qualité de l’installation

Electricité de France veillera à obtenir pour les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté 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 comportera la mise en œuvre d’un ensemble contrôlé d ’actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées.

En particulier. Electricité de France procédera à la surveillance et au contrôle de l’action de ses fournisseurs lors de la conception, de la réalisation et des essais de mise en service des différents matériels, notamment de la cuve et des autres composants du circuit primaire. Electricité de France rendra compte au ministre de l’industrie de cette surveillance et de ce contrôle. A ce titre, les documents exigés des constructeurs par le cahier des prescriptions de fabrication et de contrôle d’Electricité de France seront mis à la disposition du ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires). En outre, Electricité de France établira, au fur et à mesure de la réalisation, un document de synthèse relatif à la qualité des équipements importants pour la sûreté.

Par ailleurs. Electricité de France adressera au ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires), au plus tard six mois après la publication du présent décret, un dossier relatif aux modalités d’application des règles, codes et normes utilisés lors de la conception, de la réalisation et de la mise en service des équipements importants pour la sûreté et justifiant cette utilisation.

Les dispositions prévues pour vérifier la validité de la conception des différents matériels importants pour la sûreté dans les situations considérées comme plausibles seront également précisées dans ce dossier.

Il adressera, dans les mêmes délais, au ministre de l’industrie, l’analyse détaillée des actions entreprises en vue de qualifier les matériels importants pour la sûreté en cas d ’accident à l’intérieur de l’enceinte de confinement, pour des conditions d ’ambiance représentatives de ces cas ainsi que plus généralement en vue de s’assurer de l’aptitude des matériels à fonctionner de façon et pendant une durée adéquates dans les situations considérées comme plausibles où leur fonctionnement est requis.

Les notes de calculs, plans d ’exécution, programmes et procès-verbaux d ’essais, ainsi que les décisions les concernant, seront archivés par Electricité de France durant toute la vie des installations visées par le présent décret.

3.2. Eléments combustibles.

Le cœur du réacteur sera formé d’éléments combustibles où la matière fissile sera constituée par de l’oxyde d’uranium légèrement enrichi en uranium 235 ou, pour le réacteur n° 4 et dans la limite de quatre assemblages de combustible, par de l'oxyde mixte d'uranium et de plutonium.

Un dispositif de mesure de la radioactivité de l’eau de refroidissement du cœur du réacteur permettra d ’évaluer les défauts éventuels du gainage du combustible situé dans le réacteur. L’activité volumique maximale admissible du circuit primaire en fonction des modalités d ’exploitation et les consignes correspondantes seront fixées dans les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5 du présent décret.

Les modalités d ’exploitation du réacteur seront telles que les limites relatives à l’intégrité des éléments combustibles dans les situations considérées comme plausibles soient respectées avec des marges de sécurité suffisantes.

3.3. Cuve, circuit primaire et équipements internes.

Les composants du circuit primaire seront conçus, fabriqués, assemblés et exploités de façon à présenter toutes garanties à l’égard d’une fuite anormale, d’une fissure à propagation rapide ou d’une rupture importante et, plus généralement, de manière que puisse être évité tout accident de perte de réfrigérant primaire.

Des dispositions appropriées, de conception et d’exploitation, seront prises pour éviter tout transitoire anormal de pression ou de température dans le circuit primaire alors que le fluide de refroidissement est en phase liquide. Un dossier précisant et justifiant les dispositions prévues à cet égard sera adressé au ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) au plus tard six mois après la publication du présent décret.

Le choix de la nature des matériaux du circuit primaire, des équipements internes et des circuits associés ainsi que la qualité du réfrigérant primaire permettront de limiter la corrosion.

Les vibrations et autres sollicitations mécaniques en régime stable ou transitoire ne porteront pas atteinte à l’intégrité des équipements internes Ces phénomènes feront l’objet d’une surveillance particulière et d’essais appropriés.

Des dispositions de construction seront prises pour permettre, durant toute la vie de la tranche, l’inspection à l’arrêt et la surveillance des principaux composants du circuit primaire avec des moyens appropriés, afin de vérifier leur aptitude à assurer l’intégrité structurale de ce circuit.

Les mesures de surveillance en exploitation, notamment celles qui s’appliquent à l’observation de révolution des caractéristiques du métal constitutif de la cuve et les mesures de surveillance de l’intégrité des tubes des générateurs de vapeur, seront explicitées dans les rapports provisoires et définitif de sûreté et les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5 du présent décret.

A cet égard, Electricité de France adressera, au plus tard six mois après la publication du présent décret, au ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) un dossier complétant les indications déjà fournies dans le dossier joint à la demande d’autorisation de création susvisée pour ce qui est des actions et des études entreprises ou prévues par Electricité de France pour s’assurer du bon comportement des tubes des générateurs de vapeur dans toutes les situations considérées comme
\nplausibles.

3.4. Enceinte de confinement.

L’ensemble du circuit primaire sera placé dans une enceinte qui assurera le confinement des substances radioactives libérées, notamment en cas d’accident considéré comme plausible affectant le circuit primaire ou le réacteur proprement dit. Cette enceinte sera constituée par une enceinte interne en béton précontraint entourée d’une enceinte externe en béton armé.

L’espace compris entre les deux enceintes sera maintenu en dépression par rapport à l’atmosphère extérieure dans les situations nécessitant un confinement considérées comme plausibles.

L’enceinte interne sera en particulier conçue pour supporter sans perte d ’intégrité les sollicitations résultant d’un accident consistant en la rupture circonférentielle complète et soudaine d’une tuyauterie du circuit primaire avec séparation totale des extrémités. Dans les conditions de cet accident, le taux de fuite maximal de cette enceinte sera inférieur à 1,5 p. 100 par jour dela masse de gaz contenue dans cette enceinte. Un circuit d ’aspersion permettra de réduire la pression dans cette enceinte et d’évacuer la chaleur produite dans le cœur du réacteur après un tel accident.

Le taux de fuite de l’enceinte externe dans les situations considérées comme plausibles sera inférieur à 1 p. 100 par jour de la masse de gaz contenue dans le volume limité par le parement interne de l’enceinte externe.

L’étanchéité de chacune des enceintes et des traversées sera périodiquement contrôlée. La première épreuve d’étanchéité de l’ enceinte interne sera effectuée à la pression de calcul de cette enceinte. Les modalités et les pressions des épreuves périodiques ultérieures seront précisées dans les règles générales d’ exploitation prévues aux articles 4 et 5.

Les tuyauteries traversant les parois de l’enceinte de confinementseront munies soit d’obturateurs fixes étanches, soit d’obturateurs à fermeture mobile télécommandée. Des dispositions appropriées seront prises pour que la rupture éventuelle d’une tuyauterie dans l’espace compris entre les deux enceintes ne constitue pas un
\ndanger pour l’intégrité de l’enceinte de confinement.

Le circuit de ventilation à faible débit de l’enceinte de confinement sera muni d’organes d’isolement automatique capables de remplir leur fonction en toutes circonstances. En particulier, ce circuit sera isolé automatiquement en cas de détection d’une activité élevée dans l’enceinte de confinement.

3.5. Refroidissement du cœur en fonctionnement normal ou accidentel.

En marche normale, la chaleur produite par le cœur du réacteur sera évacuée vers le circuit secondaire des générateurs de vapeur par circulation d ’eau sous pression. Les conditions de fonctionnement selon le nombre de pompes primaires en service seront précisées dans les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5.

Les générateurs de vapeur et les tuyauteries d’alimentation seront conçus et réalisés de telle sorte que la mise en service de l’alimentation de secours des générateurs de vapeur ne constitue pas un danger pour leur intégrité. Par ailleurs, toutes dispositions seront prises pour assurer au système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur une fiabilité en rapport avec la fréquence des situations où ce système est utilisé et avec les conséquences de sa défaillance dans ces situations ; de plus, un dossier précisant le comportement de l’installation en cas de défaillance du système d’alimentation de secours des générateurs de vapeur lors des transitoires fréquents où il est utilisé sera adressé au ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) au plus tard six mois après la publication du présent décret.

Des dispositions de construction appropriées seront prises pour réduire les risques liés à la rupture éventuelle d ’une tuyauterie principale de vapeur ou d’une tuyauterie d’eau alimentaire. A l’arrêt, le refroidissement du cœur sera réalisé soit par évacuation de la chaleur vers le circuit secondaire des générateurs de vapeur, soit par l’intermédiaire d ’un circuit particulier comportant deux pompes et deux échangeurs et pouvant assurer le refroidissement du cœur en cas de mise hors service d ’une pompe ou d ’un échangeur. Des dispositions appropriées seront prises pour éviter tout risque de surpression anormale dans ce dernier circuit. Un dossier précisant et justifiant les dispositions prévues à cet égard sera adressé au ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) au plus tard six mois après la publication du présent décret.

Des circuits d ’injection de secours seront prévus pour assurer un refroidissement suffisant des éléments combustibles après arrêt de la réaction en chaîne dans l’hypothèse d’une rupture d’une tuyauterie du circuit primaire. L’intégrité de la cuve ne devra pas être mise en danger par le fonctionnement de ces dispositifs qui feront l’objet d ’essais périodiques.

3.6. Conduite de l’installation.

Des systèmes de régulation destinés à maintenir la chaudière dans sa plage normale de fonctionnement et deux moyens indé pendants de maîtrise de la réaction en chaîne, l’un comportant un absorbant neutronique inclus dans des grappes de commande et l’autre un absorbant neutronique soluble dans l’eau de refroidissement du cœur du réacteur, seront prévus, étant entendu que l’un au moins de ces moyens sera capable de maintenir le réacteur dans un état sous-critique à froid avec une marge suffisante de sécurité.

Les vitesses de déplacement des grappes de commande seront déterminées de telle sorte que leur manœuvre normale ou 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 de sécurité.

Des dispositions de construction seront prises pour empêcher toute éjection accidentelle hors du cœur du réacteur d’une grappe de commande.

Les vitesses maximales de changement de concentration en matériau absorbant soluble dans l’eau de refroidissement du cœur du réacteur seront telles qu’elles ne provoquent pas d’excursion de puissance non maîtrisée par les systèmes de protection et de sécurité

La mesure du flux neutronique sera effectuée par plusieurs ensembles indépendants. Elle permettra de suivre en permanence la puissance du réacteur depuis la puissance résultant de la multiplication sous-critique au niveau sources jusqu’au-delà de la puissance nominale.

L’intensité des sources et les performances de l’instrumentation seront choisies et maintenues telles que l’on n ’ait jamais à démarrer la circulation primaire principale ni à entreprendre une diminution de la concentration en absorbant neutronique soluble de l’eau de refroidissement sans disposer d’une mesure significative du flux neutronique.

Les données essentielles concernant l’état des installations seront traduites en représentations simples, aisément interprétables, notamment dans les situations accidentelles.

3.7. Systèmes de protection et de sécurité du réacteur.

Un système de protection sera prévu pour surveiller les paramètres physiques essentiels pour la sûreté du réacteur, détecter toute évolution dangereuse de ceux-ci et provoquer le fonctionnement de systèmes de sécurité comportant en particulier un système d’arrêt d’urgence.

Les systèmes de protection et de sécurité du réacteur seront capables de ramener et de maintenir l’installation dans un état sûr, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible, dans les situations considérées comme plausibles, quelle que soit la configuration du cœur. Cela sera réalisé avec un coefficient effectif de multiplication inférieur à 0,99, même si la grappe de commande qui a la plus grande efficacité reste bloquée hors du cœur.

En particulier, des dispositifs automatiques provoqueront l’arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de sa puissance nominale. Des actions correctrices adéquates seront également déclenchées en cas d’évolution anormale de la puissance ou de la marge thermique du cœur à l’égard des phénomènes de caléfaction ou de dépassement des valeurs de grandeurs physiques retenues pour garantir le respect des hypothèses prises en compte pour les calculs de sollicitations des structures.

En outre, Electricité de France adressera au ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) au plus tard six mois après la publication du présent décret un dossier précisant et justifiant de façon détaillée les dispositions prises pour tenir compte des risques de défaillance du système d’arrêt d’urgence lors des transitoires où son fonctionnement est prévu.

Toutes les parties constitutives des systèmes de protection et de sécurité du réacteur ainsi que des systèmes auxiliaires nécessaires à leur fonctionnement pourront supporter des conditions physiques au moins aussi contraignantes que celles qu’ils devraient supporter dans les situations accidentelles considérées comme plausibles sans qu’il puisse en résulter la paralysie des actions de sécurité nécessaires dans ces situations.

Electricité de France adressera annuellement, jusqu’à la remise du rapport provisoire de sûreté prévu à l’article 4, au ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) une mise à jour du dossier relatif à la conception et à la réalisation du système de protection.

Electricité de France précisera, par ailleurs, les situations où une intervention rapide de l’opérateur est nécessaire pour assurer la sûreté et le délai dans lequel cette intervention doit avoir lieu.

3.8. Moyens de repli.

Des équipements permettant d’amener, de maintenir et de surveiller chaque tranche en position d’arrêt sur seront prévus à des emplacements extérieurs à la salle de commande. Ces équipements feront l’objet d’essais périodiques. En cas d’incident dans 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 moyens de repli.

3.9. Puissance du réacteur.

La puissance thermique prévue pour chaque tranche est de 3 817 MW, ce qui correspond à une puissance électrique nette de l’ordre de 1300 MW. Toutefois, chaque tranche sera dimensionnée pour une puissance thermique de 4 117 MW. Dans cette limite, la puissance thermique de fonctionnement sera fixée par le ministre de l’ industrie lors de l’approbation prévue à l’article 5.

3.10. Circuits de ventilation et de rejet.

Sans préjudice de l’application de la réglementation en vigueur rappelée a 1 article 2, les dispositions ci-après seront prévues :

Les circuits de ventilation des zones présentant des risques permanents de contamination seront munis de filtres appropriés ;

Le circuit de rejet à la cheminée sera muni de filtres à poussières ininflammables, de pièges à iode et d’un dispositif de contrôle continu de l’activité des rejets. L’efficacité de l’ensemble des filtres et des pièges à iode fera l’objet de contrôles avant leur mise en service. Par la suite, il sera procédé à des vérifications périodiques ;

Toutes 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 qui sera établi en même temps que le rapport provisoire de sûreté prévu à l’article 4 et qui sera communiqué au service central de protection contre les rayonnements ionisants.

3.11. Manutention et stockage des éléments combustibles.

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 et de chute pouvant endommager le combustible. Ils seront, en outre, conçus et exploités de façon à limiter les conséquences d’accidents ou de défectuosités des éléments combustibles.

Les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5 devront préciser les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations de stockage et de manutention du combustible.

3.12. Protection contre les séismes.

La conception des ouvrages sera telle que, pour un séisme d ’intensité VII-V1II de l’échelle MSK et avec un spectre de réponse de résonateurs adapté au site, l’arrêt sûr de la réaction en chaîne, le maintien des fonctions de sécurité du réacteur, dont le refroidissement du réacteur, l’ intégrité de l’enveloppe du circuit primaire, le confinement des substances radioactives et la mesure des rayonnements ionisants en vue de la protection sanitaire soient assurés.

3.13. Protection contre les agressions de l’environnement.

Des dispositions appropriées seront prises pour permettre le maintien du confinement des produits radioactifs, l’arrêt sûr et le refroidissement à long terme du combustible dans toutes les situations considérées comme plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines, ou du trafic routier, ferroviaire, aérien ou maritime dans l'environnement de la centrale.

Electricité de France, informé d’un projet 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 dispositions du présent décret, présentera au ministre de l’industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des situations normales et accidentelles prévisibles.

3.14. Protection contre les projectiles et les effets dynamiques.

Les dispositions et circuits de sécurité, notamment les systèmes de protection et de sécurité du réacteur, ainsi que le circuit primaire et l’enceinte de confinement, les structures de stockage du combustible et des effluents seront protégés, de façon appropriée, par des dispositions de construction et éventuellement par redondance, contre les effets dynamiques et les projectiles qui pourraient atteindre ces ouvrages et notamment ceux qui pourraient résulter de défaillances d’équipement de l’installation ou d’installations voisines.

Des dispositions de construction seront en particulier prises pour limiter la probabilité et les conséquences de la rupture du volant d’inertie d’une pompe primaire.

L’installation sera protégée par des dispositions de construction appropriées contre les chutes d’aéronefs qui pourraient se produire sur le site de la centrale.

3.15. Protection contre les incendies d’origine interne à la centrale.

Des dispositions seront prises pour minimiser les risques et les conséquences des incendies d’origine interne à la centrale, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.

3.16. Auxiliaires.

Les diverses sources d’alimentation en énergie et en fluides seront de capacité, de redondance et en nombre appropriés pour assurer, à tout moment, l’alimentation des systèmes de protection et de sécurité du réacteur, ainsi que des systèmes de régulation et des systèmes d’évacuation de la chaleur produite par l’installation.

En cas de défaillance ou d’indisponibilité d’une ou plusieurs sources électriques de secours, le fonctionnement des tranches concernées ne pourra pas être prolongé au-delà d ’une durée qui sera fixée dans les règles générales d ’exploitation prévues aux articles 4 et 5, compte tenu de la nature et du nombre de sources électriques défaillantes.

Des dispositions seront prévues pour le cas hautement improbable d’indisponibilité complète des alimentations électriques externes et internes d ’une tranche pour maintenir celle-ci dans un état contrôlé pendant une durée considérée comme suffisante pour permettre de recouvrer une des sources électriques normales ou de secours.

Des dispositions appropriées, notamment une réserve d’eau, seront prévues pour pallier, pendant une durée considérée comme suffisante, l’indisponibilité éventuelle de la source froide des différentes tranches et pour assurer l’évacuation de la chaleur produite par l'installation.

3.17. Protection radiologique de l’environnement et des travailleurs.

Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des limites réglementaires de rejets qui seront fixées par les arrêtés prévus dans le cadre de la réglementation en vigueur.

Aucun stockage définitif de déchets radioactifs n’aura lieu sur le site.

Une station de traitement des effluents liquides radioactifs avant rejet sera prévue.

Des capacités de stockage des effluents radioactifs liquides et gazeux seront ménagées dans les circuits de rejet.

Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuite des systèmes de traitement et de stockage des effluents.

Des dispositions de construction appropriées seront prises pour que les équivalents de doses reçus par les travailleurs restent dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible, compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment du déchargement du combustible et des opérations d’entretien et de réparation.

3.18. 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 protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public.

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Conformément au 2° de l'article 1 du décret n° 2022-275 du 28 février 2022, le plan annexé au présent décret est remplacé par le plan annexé audit décret.

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Electricité de France est autorisé à créer, sur le site nucléaire de Paluel (commune de Paluel), les tranches 3 et 4 de la centrale nucléaire de Paluel dans les conditions définies par la demande susvisée du 8 février 1978 et le dossier complété joint à cette demande sous réserve des dispositions du présent décret. Chaque réacteur du type à eau ordinaire sous pression, et l’ensemble des équipements implantés dans le périmètre qui lui est associé, fixé sur le plan annexé au présent décret (1), constitue une installation nucléaire de base. Chaque tranche fournira une puissance électrique de l’ordre de 1 300 MWe.

(1) Ce plan peut être consulté :

- au siège de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), 15, rue Louis-Lejeune, 92120 Montrouge ;

- à la division territoriale de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), 1, rue du Recteur-Daure, 14000 Caen ;

- à la préfecture de la Seine-Maritime, 7, place de la Madeleine, 76000 Rouen.

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