2011206225 30 NOVEMBRE 2011. - Arrêté royal portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires(NOTE : Consultation des versions antérieures à partir du 21-12-2011 et mise à jour au 24-05-2024)

Définitions

Pour l'application du présent arrêté, les définitions données à l'article 2 de l'arrêté royal du 20 juillet 2001 portant règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants s'appliquent.

Pour l'application du présent arrêté, en complément de ces définitions, on entend par

1° Règlement général : le Règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants, fixé par l'arrêté royal du 20 juillet 2001;

2° Bel V : la fondation créée par acte notarié du 7 septembre 2007, publié dans les annexes du Moniteur belge du 9 octobre 2007, ou son successeur, devant être considérée comme une entité juridique visée à l'article 28 de la loi du 15 avril 1994 relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire;

3° Sûreté nucléaire/sûreté : la réalisation de conditions d'exploitation adéquates, la prévention des accidents et l'atténuation des conséquences des accidents, contribuant à protéger la population, les travailleurs et l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants émis par les installations nucléaires;

4° Autorité de sûreté : l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire et Bel V en ce qui concerne les tâches qui lui sont déléguées en application de l'article 28 de la loi du 15 avril 1994;

5° Personnel d'encadrement : personne ou groupe de personnes au sein d'une organisation qui dirige, contrôle et évalue cette organisation;

6° Approche graduée : processus ou méthode selon lequel la rigueur des mesures de contrôle et des conditions à appliquer correspond, dans la mesure du possible aux risques;

7° Système de gestion : ensemble d'éléments interdépendants ou interactifs qui sert à établir les politiques et les objectifs et permet d'atteindre ces objectifs de façon efficiente et efficace;

8° Constituant important pour la sûreté nucléaire : constituant faisant partie d'un système de sûreté et/ou dont le mauvais fonctionnement ou la défaillance pourrait entraîner une exposition inacceptable du personnel du site ou de personnes du public;

9° Structures, systèmes et composants : Expression générale englobant tous les éléments, à l'exception des facteurs humains, d'une installation ou activité qui contribuent à la protection et à la sûreté nucléaire;

10° Maintenance : activité organisée, d'ordre aussi bien administratif que technique, qui consiste à maintenir les structures, systèmes et composants en bon état de marche et qui comporte des aspects à la fois préventifs et correctifs (réparation);

11° Limites et conditions d'exploitation : ensemble des règles fixant les limites des paramètres, les possibilités fonctionnelles et les niveaux de performance des équipements et du personnel, et qui sont approuvées par l'autorité de sûreté pour le fonctionnement sûr d'une installation autorisée;

12° Mise en service : ensemble des opérations qui consistent à faire fonctionner les systèmes et composants fabriqués pour des installations et activités et à vérifier qu'ils sont conformes à la conception et satisfont aux critères de performance prescrits;

13° [ '> 3 Conception : la conception comprend la base de conception et l'extension de la conception

a) Base de conception : l'éventail des conditions et des événements pris initialement en compte ainsi que lors des mises à niveau, d'une installation nucléaire, conformément aux critères fixés, de sorte que l'installation puisse y résister sans dépassement des limites autorisées quand les systèmes de sûreté fonctionnent comme prévu;

b) Extension de la conception : l'éventail des conditions et des événements plus complexes ou plus sévères que ceux appartenant à la base de conception. Ces conditions peuvent être causées par des événements initiateurs multiples, des défaillances multiples, des évènements hautement improbables ou être des conditions postulées.] '> 3

14° Défaillance unique : défaillance qui rend un système ou un composant impropre à remplir sa (ses) fonction(s) de sûreté prévue(s) et toute autre défaillance qui peut en résulter;

15° Evénement initiateur postulé : Evénement dont on détermine au stade de la conception qu'il peut entraîner des incidents de fonctionnement prévus ou des conditions accidentelles;

16° Incident de fonctionnement prévu : écart de fonctionnement par rapport au fonctionnement normal que l'on s'attend à voir survenir au moins une fois pendant la durée de vie utile de l'installation mais qui, grâce aux dispositions appropriées prises lors de la conception, ne cause pas de dommage significatif à des constituants importants pour la sûreté nucléaire ou ne dégénère pas en conditions accidentelles;

17° Composant passif : composant dont le fonctionnement ne dépend pas d'un apport d'énergie extérieur (actionnement, mouvement mécanique ou alimentation électrique par exemple). Tout composant qui n'est pas un composant passif est un composant actif;

18° Défense en profondeur : mise en place hiérarchisée de différents niveaux d''équipements et de procédures variés pour prévenir la multiplication des incidents de fonctionnement prévus et maintenir l'efficacité des barrières physiques placées entre une source de rayonnements ou des matières radioactives et les travailleurs, les personnes du public ou l'environnement, dans différentes conditions de fonctionnement et, pour certaines barrières, en conditions accidentelles;

19° [ '> 3 Etude probabiliste de sûreté : approche détaillée, structurée, utilisée pour élaborer les scénarios de défaillance, constituant un outil conceptuel et mathématique servant à établir des estimations chiffrées du risque.

Pour les réacteurs nucléaires, il existe trois niveaux d'étude probabiliste de sûreté. Le niveau 1 comprend l'évaluation des défaillances de l'installation, qui permet de déterminer la fréquence d'endommagement du coeur et/ou du combustible présent dans la piscine de désactivation. Le niveau 2 comprend l'évaluation de la réaction du confinement, qui permet, avec les résultats du niveau 1, de déterminer les fréquences des défaillances du confinement et de rejets dans l'environnement d'un pourcentage donné de la quantité de radionucléides présente dans le combustible. Le niveau 3 comprend l'évaluation des conséquences hors site, qui permet, avec les résultats du niveau 2, d'estimer les risques pour les personnes du public.] '> 3

20° Révision périodique de sûreté : réévaluation systématique de la sûreté nucléaire d'une installation (ou d'une activité) existante qui est effectuée à intervalles réguliers pour lutter contre les effets cumulatifs du vieillissement, des modifications, de l'expérience d'exploitation, de l'évolution technique et des aspects du choix du site, et qui vise à assurer un niveau élevé de sûreté nucléaire tout au long de la durée de vie utile de l'installation (ou de l'activité);

21° [ '> 4 Vieillissement : Le vieillissement comprend

a) le vieillissement physique qui se traduit par un changement des propriétés physico-chimiques des structures, systèmes et composants dû à l'effet du temps et de leur utilisation ;

b) le vieillissement économique ('obsolescence') des structures, systèmes et composants, signifiant qu'ils sont dépassés par rapport aux connaissances et technologies actuelles et de ce fait que l'on peut rencontrer des problèmes de support technique ou d'approvisionnement ;] '> 4

[ '> 1 22° Rapport de sûreté du démantèlement : rapport décrivant les dispositions relatives à la sûreté nucléaire et à la radioprotection du démantèlement d'un établissement ou de parties de celui-ci, ainsi qu' à la caractérisation de l'état final;

23° Caractérisation: détermination des propriétés physiques, chimiques et radiologiques, notamment le niveau de contamination et d'activation;

24° Démantèlement différé : stratégie prévoyant, après la cessation définitive d'activités des installations, leur mise et leur maintien prolongé dans un état sûr en attendant leur démantèlement ultérieur;

25° Décontamination : opérations visant au retrait total ou partiel de la contamination radioactive par des procédés physiques, chimiques ou biologiques;] '> 1

[ '> 2 26° [ '> 3 Accident de base de conception : accident considéré dans la base de conception;] '> 3

[ '> 3 27° Accident d'extension de la conception : accident considéré dans l'extension de la conception. Deux catégories d'accidents sont considérées

a) Les accidents du domaine d'extension de la conception "A" (DEC-A), pour lesquels il est possible de prévenir l'endommagement du combustible, le cas échéant, et les rejets radioactifs précoces ou massifs et

b) les accidents du domaine d'extension de la conception "B" (DEC-B), ou accidents graves pour lesquels il n'est pas possible de prévenir des rejets radioactifs précoces ou massifs, ou, le cas échéant, l'endommagement du combustible;] '> 3

[ '> 3 28° Rejet radioactif précoce ou massif : rejet radioactif qui nécessite des mesures d'urgence hors site, mais sans qu'il y ait assez de temps pour les mettre en oeuvre, ou des mesures de protection qui ne peuvent pas être limitées dans l'espace ou dans le temps;] '> 3

[ '> 4 29° Fonction de sûreté : fonction visant à assurer la sûreté d'une installation ou d'une activité en vue de prévenir ou d'atténuer les conséquences radiologiques dans les conditions de fonctionnement normales, lors d'incidents de fonctionnement prévus et en conditions accidentelles ;

30° Fonctions de sûreté fondamentales : les trois fonctions fondamentales de sûreté sont

(i) le contrôle de la réactivité ;

(ii) le refroidissement des substances radioactives ;

(iii) le confinement des substances radioactives.

31° Concept de protection : stratégie globale pour assurer une protection contre [ '> 5 des agressions internes ou externes] '> 5 .

32° Procédure événementielle : une procédure qui inclut des actions spécifiques basées sur un diagnostic préalable relatif à l'événement initiateur.

33° Procédure par état : une procédure dont seul l'état de l'installation, notamment les valeurs de paramètres de sûreté, ou d'une ou plusieurs fonctions de sûreté est pris en compte sans être associé à un diagnostic préalable.

34° Effet falaise : un effet qui se produit quand une petite variation d'une condition notamment au niveau d'un paramètre ou de l'état d'un système mène à un accroissement disproportionné des conséquences.] '> 4

Pour l'application du chapitre 4, on entend par

1° entreposage: le maintien de substances radioactives dans une installation spécifique, avec intention de retrait ultérieur;

2° colis de déchets radioactifs: déchets radioactifs enfermés dans un emballage, ainsi que les gros composants non emballés dont la configuration assure la fonction de confinement;

3° combustible nucléaire usé : combustible nucléaire irradié dans le coeur d'un réacteur et qui en a été définitivement retiré; le combustible nucléaire usé peut soit être considéré comme une ressource valorisable qui peut être retraitée, soit être destiné au stockage s'il est considéré comme un déchet radioactif. L'expression " le combustible nucléaire usé " désigne soit les assemblages combustibles si ceux-ci sont entreposés en piscine, soit les conteneurs d'entreposage si il s'agit d'un entreposage à sec;

4° installation d'entreposage: toute installation ou sous-installation ayant pour objectif principal l'entreposage;

5° critères de conformité : critères fixés dans l'autorisation de création et d'exploitation, et/ou dans le rapport de sûreté, auxquels doivent satisfaire le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs pour pouvoir être entreposés d'une manière sûre dans une installation d'entreposage.] '> 2

[ '> 5 35° Leadership : capacité d'un individu à guider, motiver et influencer d'autres individus ou groupes d'individus en vue de partager des objectifs, des valeurs et des comportements communs.] '> 5

[ '> 5 36° Facteurs humains et organisationnels : les facteurs qui ont une influence, positive ou négative, sur la performance humaine dans une situation donnée, étant donné que la sûreté est le résultat de l'interaction entre l'homme, la technologie et l'organisation.] '> 5

[ '> 6 Pour l'application du chapitre 4bis, on entend par

1° Réacteur de recherche : Réacteur nucléaire utilisé principalement pour la production et l'utilisation de flux de neutrons et de rayonnements ionisants à des fins de recherche et pour certains autres usages, y compris les installations expérimentales associées au réacteur et les installations d'entreposage, de manutention et de traitement des matières radioactives qui se trouvent sur le même site et qui sont directement liées au fonctionnement sûr du réacteur de recherche. Les installations communément appelées assemblages critiques et sous-critiques, et les réacteurs homogènes de puissance nulle sont exclues.

2° Dispositifs expérimentaux : dispositif mis en place dans un réacteur ou près du réacteur pour utiliser le flux de neutrons et les rayonnements ionisants du réacteur à des fins de recherche, de développement, de production d'isotopes ou à d'autres fins.

3° Activité expérimentale : Activité réalisé dans le réacteur de recherche qui utilise le flux de neutrons ou les rayonnements ionisants produits par le réacteur. Les activités expérimentales comprennent par exemple la production de radio-isotopes, l'irradiation pour les tests de matériaux, le dopage du silicium, ou encore l'examen et l'activation neutronique réalisés grâce à des rayons de neutrons. L'enseignement, la formation et la validation des modèles informatiques réalisés avec le réacteur sont également considérés comme des activités expérimentales.] '> 6

[ '> 7 Pour l'application du chapitre 4ter les définitions données à l'article 1er, deuxième alinéa, de l'arrêté royal du 22 avril 2024 fixant le régime d'autorisation des établissements de stockage de déchets radioactifs s'appliquent, ainsi que les définitions suivantes

1° objectif de sûreté : la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants.

2° formation hôte : l'entité géologique

- dans laquelle l'établissement est créé dans le cas d'un stockage souterrain, ou

- sur laquelle l'établissement est créé dans le cas d'un stockage en surface ;

3° confinement : le résultat des actions visant à empêcher et à limiter le relâchement de radionucléides en dehors d'un espace limité ;

4° isolement : le résultat des actions visant à empêcher le contact entre d'une part les déchets radioactifs et d'autre part l'homme et la biosphère ainsi que le résultat des actions visant à réduire l'influence des sollicitations externes qui pourraient affecter l'intégrité de l'installation de stockage ;

5° récupérabilité : la capacité à récupérer des déchets après leur mise en place dans un stockage, indépendamment de l'exercice effectif de cette capacité ;

6° indépendance : deux composants, barrières ou fonctions de sûreté sont dits indépendants entre eux par rapport à une sollicitation lorsque celle-ci ne peut conduire à leur défaillance commune ;

7° complémentarité : deux composants, barrières ou fonctions de sûreté sont dits complémentaires lorsque la défaillance de l'un d'entre eux est compensée par les performances de l'autre ;

8° système de stockage : système composé de l'installation de stockage et des parties de l'environnement contribuant à la sûreté du stockage ;

9° sollicitation : processus ou évènement, interne ou externe au système de stockage, susceptible d'influencer son comportement ;

10° fermeture : l'ensemble des opérations destinées à amener l'installation de stockage de déchets radioactifs dans sa configuration finale ;

11° monitoring : observations et mesures continues ou périodiques des paramètres environnementaux, d'ingénierie ou radiologiques contribuant à évaluer le comportement des composants du système de stockage ou les impacts du stockage sur le public et l'environnement ;

12° surveillance : observation globale du système de stockage incluant, les tests, les inspections pendant les périodes opérationnelle et post-opérationnelle et le monitoring jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation ;

13° la conception : ensemble des activités de sélection d'une formation hôte et d'un site et le développement du concept de stockage associé à ce site ;

14° la réalisation : ensemble des activités de construction, de mise en place des déchets et de fermeture.] '> 7

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( 1 )<AR 2015-08-10/22 , art. 1, 003; En vigueur : 07-09-2015>

( 2 )<AR 2018-05-29/11 , art. 1, 004; En vigueur : 28-06-2018>

( 3 )<AR 2018-10-09/09 , art. 2, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 4 )<AR 2020-02-19/01 , art. 1, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 5 )<AR 2023-12-21/16 , art. 2, 009; En vigueur : 25-01-2024>

( 6 )<AR 2023-07-21/05 , art. 2, 012; En vigueur : 25-08-2024>

( 7 )<AR 2024-05-07/11 , art. 2, 011; En vigueur : 01-09-2024>

9. Dans un souci de précision, l'alinéa 2 de l'article 2, sera complété comme suit : " que les réacteurs nucléaires de production d'électricité ".

Cette observation peut être répétée en ce qui concerne le quatrième alinéa de l'article 2, étant entendu que, comme le fait le texte français, le texte néerlandais doit également préciser que les " autres établissements " doivent être autorisés le 1er janvier 2011.

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1 Le projet comporte également un chapitre 4 intitulé " Prescriptions de sûreté spécifiques aux établissements de stockage définitif de déchets radioactifs ", mais ce chapitre ne contient pas encore de dispositions.

2 Voir le point 5 du rapport au Roi, ayant pour intitulé " Une réglementation par objectifs ".

3 Voir par exemple, l'article 6, paragraphes 2 à 5, de la Directive 2009/71/Euratom.

4 Voir l'article 33 du projet.

5 Voir par exemple l'article 24, qui fait état de la notion de " programme de gestion du vieillissement ".

: Politique de sûreté. Cet article demande à l'exploitant de déclarer par écrit l'importance première qu'il accorde à la sûreté dans ses activités. Cette déclaration est publique. Il doit également formuler un engagement à développer la sûreté ainsi qu'évaluer sa performance et les progrès qu'il réalise dans le cadre d'un processus d'amélioration continue.

2 . [ '> 1 - Installations nucléaires autorisées avant le 15 août 2014

Pour les installations qui ont reçu une première autorisation avant le 15 août 2014, l'objectif de sûreté nucléaire repris à l'article 3/1 doit être utilisé comme une référence pour la mise en oeuvre en temps utile de mesures raisonnablement faisables d'amélioration de la sûreté des installations, y compris dans le cadre des révisions périodiques de sûreté telles que définies à l'article 14.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-10-09/09 , art. 5, 005; En vigueur : 29-10-2018>

: Organisation de l'exploitation. Cet article demande à l'exploitant de mettre en place une structure organisationnelle appropriée pour la réalisation sûre de ses activités. Les exigences en matière de dotation en personnel, de formation, de gestion des sous traitants sont spécifiées et documentées. Les décisions en matière de sûreté doivent être précédées d'un examen suffisamment approfondi.

et art. 18 : Système de gestion. Ces articles demandent à l'exploitant de disposer d'un système de gestion intégré et rigoureux, afin de s'assurer que la préoccupation de sûreté est présente à tous les niveaux et dans l'exécution et la préparation de toutes les tâches et processus.

L'exploitant doit mettre à disposition tous les moyens nécessaires à l'exploitation sûre de ses installations. Il évalue régulièrement sa performance en matière de sûreté et met en place un processus d'amélioration continue.

et art. 19 : Formation et habilitation du personnel. Les besoins en formation doivent être recensés, définis et documentés d'une manière systématique pour toutes les fonctions ayant un rapport avec la sûreté. Des plans doivent être élaborés qui tiennent compte de la nécessité de formation continue et de la rotation du personnel. Certaines fonctions critiques telles que celle d'opérateur de la salle de commande d'une centrale nécessitent une habilitation formelle ainsi qu'un examen médical.

En réponse à la remarque du Conseil d'Etat (point n° 6), il est précisé que les termes " qualification " et " autorisation " utilisés dans cet article ont une signification particulière au contexte de cet article, ceux-ci pouvant avoir une autre signification dans d'autres article du texte (par exemple qualification des équipements classés).

Section 2 : Conception

et art. 20 : Base de conception. Ces articles sont également applicables aux modifications importantes à l'installation. Ils énoncent les objectifs de sûreté et précisent les grands principes de conception, tels que défense en profondeur, critère de simple défaillance ou encore principe " fail safe ". Pour les réacteurs, les principaux systèmes, structures et composants importants pour la sûreté tels que les fonctions de mise à l'arrêt, l'instrumentation et contrôle, le système de protection, l'enceinte de confinement, la salle de commande,... sont traités explicitement. Des évènements d'origine interne et externe à analyser à la conception sont également listés.

et art. 22 : Classement des structures, systèmes et composants. Ces articles demandent que les structures, systèmes et composants soient classés en fonction de leur importance pour la sûreté. Cette classification induit notamment des procédures de qualification de ces structures, systèmes et composants. Une attention particulière doit être accordée à leur conception, fabrication et entretien, afin de s'assurer qu'ils pourront effectivement remplir leur rôle au moment et dans les circonstances où l'on en aura besoin.

Section 3 : Exploitation

et art. 23 : Limites et conditions d'exploitation. Ces articles demandent que l''installation nucléaire respecte un jeu de limites et conditions d'exploitation qui garantisse qu'elle est exploitée conformément aux hypothèses de la conception et au rapport de sûreté. Ces limites et conditions d'exploitation comprennent non seulement des paramètres techniques importants sur la sûreté, mais également des exigences en dotation en personnel et en disponibilité des équipements, ainsi que les actions à entreprendre en cas de défaillance de ces équipements et les délais impartis. Les limites et conditions d'exploitation incluent également des limites de rejet d'effluents radioactifs dans l'environnement.

et art. 24 : Gestion du vieillissement. Ces articles demandent à l'exploitant de mettre en oeuvre un programme de gestion du vieillissement, afin de maintenir la disponibilité des fonctions de sûreté et la fiabilité des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté tout au long de leur durée de vie. Une attention particulière est apportée, pour les réacteurs, aux grands composants tels que la cuve contenant le coeur.

Comme proposé par le Conseil d'Etat, la définition de " Programme de gestion du vieillissement " a été reportée dans l'article 1er.

: Système d'analyse des évènements et retour d'expérience d'exploitation. Cet article demande à l'exploitant de gérer d'une manière systématique le retour d'expérience de l'exploitation de ses propres installations et d'autres installations similaires (y compris étrangères) afin d'en tirer des leçons pertinentes et de mettre en oeuvre les actions appropriées.

et art. 26 : Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels. Ces articles demandent à l'exploitant de mettre en oeuvre ces programmes de maintenance, inspection en service, tests et essais fonctionnels appropriés afin d'assurer que les niveaux de fiabilité et de disponibilité des structures, systèmes et composants, restent en conformité avec les objectifs de la conception pendant toute la durée de vie de l'installation. Des tests particuliers sont spécifiés pour la chaudière nucléaire ainsi que pour l'enceinte de confinement.

et art. 28 : Contenu et mise à jour du rapport de sûreté. Ces articles demandent que chaque installation soit conçue et opérée conformément à un rapport de sûreté. Le rapport de sûreté, dont le contenu minimal est décrit dans cette section, est tenu à jour pendant toute la durée de vie de l'installation. Cette exigence est déjà explicitement formulée dans les arrêtés d'autorisation des établissements nucléaires de classe I. Elle fera désormais partie des exigences réglementaires.

et 30 : Révisions périodiques de sûreté. Actuellement, tous les établissements de classe I en Belgique sont soumis à des révisions décennales. Cet article établit le cadre général de ces révisions décennales, et en particulier sur le plan de leur méthodologie et de ce qui en est attendu aussi bien pour les modifications matérielles à mettre en oeuvre dans un but d'amélioration de la sûreté que du jugement global sur la poursuite de l'exploitation sûre de celle-ci. Pour les centrales électronucléaires, la révision périodique de sûreté a lieu tous les dix ans.

: Gestion des modifications. Cet article demande à l'exploitant de disposer d'une méthodologie rigoureuse de gestion des modifications. Les modifications visées sont aussi bien les modifications temporaires que permanentes et les modifications à l'installation que les modifications organisationnelles. L'exploitant met en oeuvre une approche graduée de la gestion des modifications qu'il organise sous son entière responsabilité.

Section 5 : Préparation à l'urgence

et 31 : Plan interne d'urgence. Ces articles demandent à l'exploitant de mettre en oeuvre un plan interne d'urgence pour la gestion des situations d'urgence. Il doit prévoir les moyens appropriés, en personnel, en matériel et en infrastructure sur site ainsi que prévoir des interfaces appropriées avec des intervenants externes nécessaires. Les personnes concernées doivent recevoir une formation ou information appropriée. Le plan interne d'urgence doit faire l'objet d'exercices réguliers.

et 32 : Protection contre les incendies d'origine interne. Ces articles demandent à l'exploitant de mettre en oeuvre une stratégie de lutte contre les risques d'incendies, aussi bien au niveau de la prévention que de la lutte contre les incendie elle-même, y compris si nécessaire avec l'aide d'intervenants externes. Cette stratégie repose sur une analyse déterministe de risque incendie complétée par une analyse probabiliste de risque incendie.

8. Entrée en vigueur

Comme mentionné plus haut, malgré le fait que la majorité des niveaux de référence étaient déjà implémentés en pratique fin 2006, un plan d'actions de grande ampleur a été mis sur pied par l'exploitant des centrales nucléaires afin de rencontrer l'ensemble des niveaux de références. Pour des raisons pratiques, il ne sera cependant pas possible de finaliser certaines actions avant 2015. Les obligations relatives à ces actions encore à réaliser ne rentreront en vigueur que le 1er janvier 2016, comme énoncé à l'article 36.

J'ai l'honneur d'être,

Sire,

de Votre Majesté,

le très respectueux

et très fidèle serviteur,

La Ministre de l'Intérieur

Mme A. TURTELBOOM

Avis 50.241/3 du 11 octobre 2011 de la section de législation du Conseil d'Etat

1. En application de l'article 84, § 3, alinéa 1er, des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973, la section de législation a fait porter son examen essentiellement sur la compétence de l'auteur de l'acte, le fondement juridique et l'accomplissement des formalités prescrites.

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OBSERVATION PRELIMINAIRE

2. Compte tenu du moment où le présent avis est donné, le Conseil d'Etat attire l'attention sur le fait qu'en raison de la démission du gouvernement, la compétence de celui-ci se trouve limitée à l'expédition des affaires courantes. Le présent avis est toutefois donné sans qu'il soit examiné si le projet relève bien des compétences ainsi limitées, la section de législation n'ayant pas connaissance de l'ensemble des éléments de fait que le gouvernement peut prendre en considération lorsqu'il doit apprécier la nécessité d'arrêter ou de modifier des dispositions réglementaires.

PORTEE ET FONDEMENT JURIDIQUE DU PROJET

3. Le projet d'arrêté royal soumis pour avis a pour objet d'établir des prescriptions de sûreté pour les installations nucléaires et de donner ainsi exécution aux articles 6 et 7 de la Directive 2009/71/Euratom du Conseil du 25 juin 2009 'établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires'. A cet effet, le projet comporte des prescriptions de sécurité génériques (chapitre 2) et des prescriptions de sécurité spécifiques aux réacteurs de puissance (chapitre 3) 1 .

4. Le fondement juridique de l'arrêté en projet se trouve aux articles 3 et 28 de la loi du 15 avril 1994 'relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relatives à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire'.

Le premier alinéa du préambule fait également référence à l'article 16 de la loi précitée. Cette disposition législative concerne cependant les autorisations de création et d'exploitation, ainsi que les conditions auxquelles le Roi peut soumettre une autorisation individuelle. Cette disposition ne procure pas de fondement juridique à un texte de nature réglementaire.

OBSERVATIONS GENERALES

5. Comme il a été relevé ci-dessus, le projet vise à donner exécution aux articles 6 et 7 de la Directive 2009/71/Euratom. Ces articles énoncent un certain nombre d'objectifs en matière de prescriptions de sûreté que les Etats membres doivent imposer aux titulaires d'une autorisation d'exploitation d'une centrale nucléaire. La formulation de ces objectifs est telle qu'elle laisse une grande liberté aux Etats membres pour apprécier les moyens à mettre en oeuvre pour les atteindre.

Le projet comporte également peu, voire pas de prescriptions concrètes à l'égard des exploitants de centrales nucléaires. Il énumère plutôt une série d'objectifs vers lesquels les exploitants doivent tendre, le choix des moyens à mettre en oeuvre pour atteindre ces objectifs étant manifestement laissé à l'appréciation de l'exploitant lui-même 2 .

Bien qu'un pareil procédé de réglementation, qui responsabilise les exploitants, semble, en soi, conciliable avec la Directive 2009/71/Euratom 3 , la question se pose de savoir si certaines prescriptions ne sont pas formulées d'une manière trop vague pour encore être en accord avec le principe de sécurité juridique. Cette question est d'autant plus pertinente que les infractions aux dispositions de l'arrêté envisagé font l'objet de sanctions pénales 4 .

Les auteurs du projet devraient examiner s'il n'est pas possible d'énoncer certaines prescriptions d'une manière plus précise et plus normative.

6. Bien que l'article 1er du projet définisse les notions utilisées dans la suite du texte, plusieurs autres articles du projet renferment également des définitions. Ainsi, l'article 6 du projet définit les notions de " qualification " et d'" autorisation ou habilitation " et l'article 10 définit notamment la notion de " programme de gestion du vieillissement ".

Ces notions n'étant pas utilisées dans le seul article concerné 5 , il serait préférable que ces définitions figurent également dans l'article 1er du projet.

OBSERVATIONS PARTICULIERES

Préambule

7. Pour se conformer à l'observation relative au fondement juridique de l'arrêté en projet (observation 4), la référence à l'article 16 de la loi du 15 avril 1994, figurant dans le premier alinéa du préambule, sera omise et remplacée par une référence à l'article 28 de cette loi.

8. L'avis du Conseil d'Etat ayant été demandé en application de l'article 84, § 1er, alinéa 1er, 1°, des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973, le septième alinéa du préambule sera remplacé un alinéa rédigé comme suit

" Vu l'avis 50.241/3 du Conseil d'Etat, donné le 11 octobre 2011, en application de l'article 84, § 1er, alinéa 1er, 1°, des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973; ".

12 . [ '> 1 Caractérisation de l'état final et rapport final de démantèlement

Au terme des opérations de démantèlement l'exploitant établit un rapport final de démantèlement qui reprend les inventaires comme indiqués à l'article 17/6, qui dresse un récapitulatif complet des activités de démantèlement effectuées et qui inclut les résultats de la caractérisation de l'état final, destinée à vérifier que la configuration finale déterminée dans l'autorisation de démantèlement est atteinte. Ce rapport comporte l'avis de l'ONDRAF sur les aspects de celui-ci qui relèvent de sa compétence. La méthodologie de la caractérisation aura été préalablement soumise à l'approbation de l'autorité de sûreté.

L'autorité de sûreté peut préciser le contenu du rapport final de démantèlement.

S'il s'avère que la configuration finale prédéfinie ne peut pas être pas atteinte, cela sera argumenté et le rapport final de démantèlement contiendra une évaluation de l'impact à long terme ainsi une proposition de mesures de protection et de surveillance complémentaires ou de restrictions en matière d'utilisation des installations et terrains.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2015-08-10/22 , art. 15, 003; En vigueur : 07-09-2015>

CHAPITRE 3. - Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs de puissance

Section I. - Gestion de la sûreté nucléaire

Système de gestion

Une entité organisationnelle, ayant la responsabilité de conduire des évaluations indépendantes doit être établie au sein de l'organisation de l'exploitant, et investie de l'autorité correspondante.

Formation et habilitation du personnel

Les opérateurs de la salle de commande des unités nucléaires doivent suivre une formation sur un simulateur représentatif, notamment afin d'acquérir une aptitude pratique à l'utilisation des procédures en opération normale et en conditions accidentelles. Le simulateur doit être pourvu de logiciels simulant le fonctionnement normal, les incidents d'exploitation prévus ainsi qu'une gamme appropriée de conditions accidentelles.

Les opérateurs de la salle de commande doivent suivre une formation initiale et effectuer une réactualisation annuelle sur un tel simulateur. La formation annuelle de réactualisation sur simulateur dure au moins cinq jours.

La formation de réactualisation annuelle des opérateurs de la salle de commande porte notamment sur les sujets suivants

- la conduite de la centrale, tant pour les états de fonctionnement normal, que pour des incidents de fonctionnement prévus et pour des accidents sélectionnés;

- le travail en équipe de quart;

- les retours d'expérience d'exploitation et les modifications aux installations et procédures.

Le personnel de maintenance et de support technique, y compris celui des sous-traitants, doit recevoir un apprentissage pratique si possible sur des maquettes ou composants réels dans des installations de formation ou laboratoires, afin de lui permettre d'être familier avec les exigences de sûreté spécifiques des tâches qui ne peuvent pas être répétées sur les équipements installés.

Les opérateurs de la salle de commande en charge de la conduite et des changements d'état de la centrale doit posséder une habilitation valide pour un terme défini. Des critères documentés pour l'obtention de cette autorisation sont utilisés pour l'évaluation de la compétence et de l'aptitude des individus. L'exploitant doit établir des procédures pour l'obtention de cette autorisation et pour son renouvellement à l'expiration du terme.

Section II. - Conception

Base de conception des réacteurs existants

20.1 - Stratégie de la sûreté

En application du concept général de défense en profondeur, la conception doit prévoir des barrières physiques multiples pour s'opposer au relâchement incontrôlé de matières radioactives dans l'environnement [ '> 9 ainsi qu'une combinaison d'équipements et de mesures qui assurent l'efficacité et la protection de ces barrières] '> 9 .

Pour se conformer au concept général de défense en profondeur, la conception doit être de nature à empêcher, dans la mesure du possible

(a) que l'intégrité des barrières physiques ne soit mise en danger;

(b) qu'une barrière cède lorsqu'elle est sollicitée;

(c) que la défaillance d'une barrière entraîne celle d'une autre barrière.

20.2 [ '> 10 ...] '> 10

20.3 [ '> 11 - Evènements de base de conception

Le retour d'expérience et les analyses liées à des installations et des sites similaires sont pris en compte lors de l'établissement la liste des événements initiateurs.

Les combinaisons crédibles d'événements individuels sont identifiées et prises en compte.

[ '> 23 Les évènements sélectionnés comprennent au minimum

- les défaillances d'équipements,

- les accidents de perte de réfrigérant primaire (LOCA),

- les erreurs humaines. ] '> 23

[ '> 23 ...] '> 23 .

[ '> 23 ...] '> 23 ] '> 11

20.4 [ '> 12 ...] '> 12

20.5 - [ '> 13 ...] '> 13 critères d'acceptation techniques

[ '> 14 Les événements initiateurs postulés pour chaque état opérationnel sont regroupés en un nombre restreint de catégories selon leur probabilité d'occurrence.] '> 14 Chaque catégorie doit être assortie de critères d'acceptation tenant compte de l'exigence selon laquelle les évènements fréquents ne doivent avoir que des conséquences radiologiques mineures ou nulles et que les événements susceptibles d'entraîner des conséquences graves doivent avoir une probabilité d'occurrence très faible.

Des critères de protection de l'intégrité du combustible (température maximale, flux thermique critique, ...) doivent être spécifiés. De plus, un critère d'endommagement maximum du combustible doit être spécifié pour chaque [ '> 2 accident de base de conception] '> 2 .

Des critères de protection de l'intégrité du circuit primaire doivent être spécifiés, notamment la pression et la température maximales, les transitoires thermohydrauliques admissibles.

Des critères similaires doivent être spécifiés pour le circuit secondaire, là où cela est applicable.

Des critères tels que températures, pressions et taux de fuites maximaux doivent également être spécifiés pour la protection de l'intégrité de l'enceinte de confinement.

20.6 [ '> 15 - Démonstration de conservatisme et de marges raisonnables

Afin de garantir des marges raisonnables

a) les conditions initiales et conditions aux limites sont définies avec conservatisme dans les démonstrations de sûreté ;

b) la défaillance unique la plus pénalisante pouvant survenir à n'importe quel composant d'un système de sûreté devant répondre à l'événement, au moment et dans la configuration les plus défavorables, est appliquée pour l'analyse des événements initiateurs postulés.

Cependant, il n'est pas requis de supposer la défaillance d'un composant passif dans la mesure où il est démontré qu'une défaillance de ce composant est très improbable et qu'il n'est pas affecté par l'évènement initiateur postulé ;

c) seuls les systèmes ayant une classification de sûreté adéquate sont pris en compte pour assurer une fonction de sûreté. Les autres systèmes sont pris en compte dans la mesure où leur fonctionnement aggrave les effets de l'évènement initiateur ;

d) la grappe de contrôle la plus anti-réactive est considérée bloquée hors du coeur ;

e) les systèmes de sûreté sont supposés fonctionner à leur niveau de performance le plus pénalisant au regard de l'évènement initiateur ;

f) toute défaillance consécutive à un évènement initiateur postulé ou à une défaillance postulée est considérée comme faisant partie de cet évènement initiateur ou de cette défaillance ;

De plus, l'analyse de sûreté

a) se base sur des méthodes, hypothèses ou arguments qui sont justifiés et conservatifs ;

b) adresse les incertitudes et leur impact ;

c) prend des marges suffisantes pour garantir qu'elle couvre l'ensemble de la base de conception ;

d) est auditable et reproductible.] '> 15

20.7 - [ '> 16 Fonctions de sûreté] '> 16

20.7.1 [ '> 17 - Généralités

Les fonctions de sûreté fondamentales sont assurées dans la base de conception.

L'activation et la mise en oeuvre de fonctions de sûreté doit être accomplie par des moyens passifs ou des systèmes automatisés, de telle sorte que l'action d'un opérateur ne soit normalement pas nécessaire pendant 30 minutes après l'évènement initiateur.

Après l'évènement initiateur, toute action d'opérateur malgré tout requise dans les 30 minutes depuis la salle de commande principale, doit être justifiée et assistée par des procédures qui sont répétées sur simulateur.

Si l'événement initiateur affecte la salle de commande principale, les fonctions de sûreté seront maintenues sans intervention humaine pendant le délai nécessaire pour permettre l'intervention des opérateurs à partir de la salle de commande de repli.

Les fonctions de sûreté des différentes unités d'un même site sont assurées de manière indépendante à chaque unité. Les systèmes supports partagés entre plusieurs unités sont dimensionnés de telle manières que fonctions de sûreté des différentes unités d'un même site sont assurées de manière indépendante à chaque unité.

Les supports éventuels d'une unité à une autre ne peuvent pas affaiblir la sûreté de l'unité qui apporte son support.] '> 17

20.7.2 - Fonctions de mise à l'arrêt du réacteur [ '> 18 et de maintien de la sous-criticité] '> 18 .

Des moyens doivent être prévus afin d'assurer la possibilité de mettre et maintenir le réacteur à l'arrêt. Les moyens de mise à l'arrêt de réacteur doivent comprendre au moins deux systèmes diversifiés.

L'un au moins des deux systèmes doit être capable à lui seul, de ramener rapidement le réacteur dans un état sous-critique avec une marge adéquate en tenant compte d'une défaillance unique [ '> 19 ...] '> 19 .

[ '> 19 La sous-criticité est maintenue

- dans le coeur pendant tout arrêt programmé en exploitation normale ou après tout incident de fonctionnement prévu ;

- dans le coeur, après une période transitoire suite à tout accident de base de conception ;

- dans l'entreposage de combustible neuf et dans la piscine de désactivation.] '> 19

20.7.3 - [ '> 20 Fonctions d'évacuation de la chaleur résiduelle

Des moyens d'évacuation de la chaleur résiduelle du coeur à l'arrêt et de la piscine de désactivation, doivent être prévus tenant compte d'une défaillance unique et de la perte du réseau externe.] '> 20

20.7.4 - Fonctions de confinement

Il faut prévoir un confinement de façon qu'un rejet éventuel de matières radioactives dans l'environnement lors d'un [ '> 5 accident de base de conception] '> 5 , reste inférieur aux limites prescrites. Ce système peut, selon les prescriptions de conception, comprendre

a) des structures étanches contenant le circuit primaire;

b) des systèmes associés pour la maîtrise des pressions et des températures;

c) des dispositifs pour l'isolement, la gestion et la rétention ou l'élimination des produits de fission, de l'hydrogène, de l'oxygène et des autres substances qui pourraient être relâchées dans l'atmosphère de l'enceinte de confinement.

Toute tuyauterie connectée au circuit primaire qui traverse l'enceinte ou qui communique directement avec l'atmosphère de l'enceinte de confinement doit pouvoir être isolée automatiquement et de manière fiable en cas d'[ '> 5 accident de base de conception] '> 5 pendant lequel l'étanchéité de l'enceinte de confinement est essentielle afin d'empêcher le relâchement dans l'environnement de rejets radioactifs qui soient supérieurs aux limites prescrites. Ces tuyauteries doivent être munies d'au moins deux dispositifs d'isolement adéquats placés en série et chaque dispositif doit pouvoir manoeuvrer de façon fiable et indépendante. Les dispositifs d'isolement doivent être situés aussi près que possible de l'enceinte de confinement.

Toute tuyauterie qui traverse l'enceinte de confinement, qui n'est pas connectée au circuit primaire et qui ne communique pas directement avec l'atmosphère de l'enceinte doit être munie d'au moins un dispositif d'isolement adéquat. Cet équipement doit être situé à l'extérieur de l'enceinte et aussi près que possible de celle-ci.

20.8 - Instrumentation et systèmes de contrôle

20.8.1 - Généralités

Une instrumentation doit permettre de mesurer les principaux paramètres qui peuvent influer sur le processus de fission, sur l'intégrité du coeur du réacteur, sur les systèmes de refroidissement du réacteur [ '> 21 , sur l'enceinte de confinement et sur l'état de la piscine de désactivation] '> 21 . Cette instrumentation doit fournir les informations requises [ '> 21 pour exploiter la centrale de manière fiable et sûre et pour déterminer l'état de la centrale lors d'accidents de base de conception] '> 21 . Il faut prévoir des enregistrements automatiques des mesures de tous les paramètres dérivés qui sont importants pour la sûreté nucléaire.

L'instrumentation doit permettre de mesurer de manière adéquate les paramètres de la centrale liés aux différents états de la centrale. A cette fin, elle doit être conçue et qualifiée pour les conditions de service correspondant à ces états.

20.8.2 - Salle de commande

Il faut prévoir une salle de commande d'où la centrale peut être conduite de manière sûre dans tous ses domaines de fonctionnement, et d'où des mesures peuvent être prises pour maintenir la centrale dans un état sûr ou la ramener dans un tel état après le déclenchement d'incidents de fonctionnement prévus et d'[ '> 6 accidents de base de conception] '> 6 .

Des dispositifs doivent être prévus pour donner des indications visuelles et, s'il y a lieu, acoustiques sur les conditions de fonctionnement et les processus d'exploitation qui se seraient écartés de la normale et qui pourraient affecter la sûreté nucléaire. La conception de la salle de commande doit prendre en compte les principes d'ergonomie. En outre, des informations appropriées doivent permettre à l'opérateur de surveiller les effets des actions automatiques.

Une attention particulière doit être accordée à l'identification des événements d'origine interne et externe à la salle de commande qui peuvent constituer une menace directe pour la poursuite de son utilisation. Des mesures raisonnables doivent être prévues à la conception afin de minimiser les effets de ces événements.

Un système d'instrumentation et de contrôle commande suffisant doit être disponible, de préférence en un point unique (salle de commande de repli) physiquement et électriquement séparé de la salle de commande, afin que l'on puisse mettre et maintenir le réacteur à l'arrêt, évacuer la chaleur résiduelle et surveiller les variables essentielles de la centrale au cas où il ne serait plus possible d'assurer ces fonctions de sûreté essentielles depuis la salle de commande.

20.8.3 - Système de protection

Le système de protection doit être conçu de manière à présenter une fiabilité fonctionnelle en rapport avec l'importance de la (des) fonction(s) de sûreté à remplir. La redondance et l'indépendance prévues à la conception du système de protection doivent être suffisantes pour assurer au moins

(1) qu'aucune défaillance unique n'entraîne la perte de la fonction de protection; et

(2) que la mise hors service d'un composant ou d'une voie quelconque n'entraîne pas la perte de la redondance minimum requise.

Le système de protection doit être conçu de manière à permettre de procéder à des essais de son fonctionnement pendant le fonctionnement de la centrale. La conception doit permettre de tester en fonctionnement tous les aspects d'une fonctionnalité, depuis le capteur jusqu'au signal d'entrée dans l'actionneur final. Des exceptions doivent être justifiées.

La conception doit être de nature à réduire le plus possible la probabilité qu'une action de l'opérateur ne rende le système de protection inopérant en exploitation normale et lors d'incidents de fonctionnement prévus, mais elle ne peut pas empêcher les opérateurs de prendre les actions correctes nécessaires pour la gestion d'[ '> 7 accidents de base de conception] '> 7 .

Les systèmes informatisés utilisés dans le système de protection doivent satisfaire, lors de leur mise en oeuvre, aux dispositions suivantes

(1) le matériel et le logiciel doivent être de la plus haute qualité possible et correspondre aux meilleures pratiques disponibles;

(2) l'ensemble du processus de développement, y compris le contrôle, les essais et la mise en service des modifications de la conception, doit être consigné systématiquement dans des documents afin de pouvoir être audité;

(3) afin de confirmer que l'on peut avoir confiance dans la fiabilité des systèmes informatisés, ces systèmes seront évalués par des spécialistes indépendants des concepteurs et des fournisseurs; et

(4) lorsque l'intégrité requise du système ne peut pas être démontrée avec un degré de confiance suffisant, il faut prévoir une diversification des moyens permettant d'assurer les fonctions de protection.

20.8.4 - Alimentation de secours

Les systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire doivent pouvoir être alimentés par une alimentation électrique de secours. Cette alimentation doit être capable de fournir l'énergie nécessaire dans toutes les conditions de fonctionnement ou lors d'un [ '> 8 accident de base de conception] '> 8 , et dans l'hypothèse d'une défaillance unique et d'une perte simultanée du réseau externe.

20.9 [ '> 22 ...] '> 22

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( 1 )<AR 2018-10-09/09 , art. 17, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 2 )<AR 2018-10-09/09 , art. 18, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 3 )<AR 2018-10-09/09 , art. 19, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 4 )<AR 2018-10-09/09 , art. 20, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 5 )<AR 2018-10-09/09 , art. 21, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 6 )<AR 2018-10-09/09 , art. 22, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 7 )<AR 2018-10-09/09 , art. 23, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 8 )<AR 2018-10-09/09 , art. 24, 005; En vigueur : 29-10-2018>

( 9 )<AR 2020-02-19/01 , art. 13, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 10 )<AR 2020-02-19/01 , art. 14, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 11 )<AR 2020-02-19/01 , art. 15, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 12 )<AR 2020-02-19/01 , art. 16, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 13 )<AR 2020-02-19/01 , art. 17, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 14 )<AR 2020-02-19/01 , art. 18, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 15 )<AR 2020-02-19/01 , art. 19, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 16 )<AR 2020-02-19/01 , art. 20, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 17 )<AR 2020-02-19/01 , art. 21, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 18 )<AR 2020-02-19/01 , art. 22, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 19 )<AR 2020-02-19/01 , art. 23, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 20 )<AR 2020-02-19/01 , art. 24, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 21 )<AR 2020-02-19/01 , art. 25, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 22 )<AR 2020-02-19/01 , art. 26, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 23 )<AR 2023-12-21/16 , art. 17, 009; En vigueur : 25-01-2024>

: Extension de la conception des réacteurs. Cet article demande d'examiner la performance des centrales à faire face à des accidents " hors conception ", c'est-à-dire aux accidents graves qui n'ont pas été pris en compte lors de la conception initiale, et d'identifier ceux pour lesquels il est possible de prendre des mesures de prévention et d'atténuation.

2.4. Protection contre les évènements de conception

En application de la défense en profondeur, le concept de protection comprend des mesures pour prévenir la survenance des évènements, pour les détecter et, si applicable, pour en contrôler et en réduire les conséquences.

Pour chaque événement de base de conception lié à une agression interne, le concept de protection

1° prévoit des marges de sûreté ;

2° prend en compte tout effet crédible, direct ou indirect, de l'événement ;

3° repose sur des moyens passifs autant que raisonnablement possible ;

4° assure une séparation physique ou un isolement adéquat de trains de systèmes de sûreté redondants et/ou diversifiés, afin de prévenir la propagation des effets de l'évènement à d'autres trains. D'éventuelles exceptions sont justifiées ;

5° prévoit les procédures et les moyens pour la vérification de l'état de l'unité pendant et après les évènements de la base de conception ;

6° réduit, autant que possible, la propagation de l'évènement sur le site ;

7° garantit la disponibilité de ressources suffisantes, en particulier si plusieurs unités sont présentes sur le même site et partagent des équipements ou services ;

8° n'affaiblit pas de manière inadmissible la protection contre d'autres évènements de base de conception liés à des agressions internes ou externes. D'éventuelles exceptions sont justifiées. Les structures, systèmes et composants faisant partie du concept de protection sont capables d'assurer leur fonction lors de toute combinaison crédible de l'évènement considéré avec un autre évènement lié à une agression interne ou externe.

Les structures, systèmes et composants faisant partie du concept de protection qui assurent la protection contre des événements de la base de conception sont considérés comme importants pour la sûreté.

Les itinéraires d'accès aux équipements nécessaires pour amener et maintenir l'installation dans un état sûr pour l'événement de base de conception considéré, sont disponibles et utilisables en toute sécurité.

Le cas échéant, des équipements de détection et de surveillance font partie du concept de protection. Là où c'est pertinent, des seuils ou valeurs d'intervention sont définis afin de déployer à temps les mesures de protection.

Des analyses d'extension de la conception sont effectuées afin de déterminer les améliorations raisonnablement faisables du concept de protection pour des événements plus sévères que ceux pris en compte dans la base de conception, à moins que les conséquences physiques les plus graves n'aient déjà été considérées dans la définition de l'événement de base de conception en application de l'article 21/2.3. Les analyses doivent également tenir compte des défaillances crédibles des moyens de protection.

Les dispositions organisationnelles sont prévues en cohérence avec le concept de protection.

Si le niveau de sévérité d'un évènement de base de conception a été revu à la hausse et qu'il n'est pas raisonnablement possible d'adapter la conception suivant les normes en vigueur, des méthodes basées sur des jugements d'experts et des évaluations alternatives sont utilisées pour évaluer la résistance réelle à cet événement des structures, systèmes et composants de l'unité compte tenu de leur état actuel et pour déterminer les améliorations nécessaires. ] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-12-21/16 , art. 20, 009; En vigueur : 25-01-2024>

Classement des structures, systèmes et composants

Des interfaces doivent être prévues entre les structures, systèmes et composants des différentes classes afin que toute défaillance de structures, de systèmes et de composants appartenant à une classe inférieure ne se propage pas à un système rangé dans une classe supérieure.

1 . [ '> 1 Revue de la conception

La conception est revue de façon régulière et quand cela s'avère nécessaire suite à un retour d'expérience ou suite à toute nouvelle information significative pour la sûreté nucléaire. Les révisions périodiques de sûreté sont complémentaires à cette activité. Une combinaison de méthodes déterministes, probabilistes et de jugement d'expert est utilisée pour identifier les besoins et les opportunités d'amélioration de la sûreté nucléaire.

Les besoins identifiés mènent à la mise en oeuvre des améliorations. Les opportunités identifiées mènent à la mise en oeuvre des améliorations là où cela est raisonnablement faisable.

Lorsque une revue de la conception est nécessaire, l'exploitant propose dans les 60 jours un plan d'actions identifiant les études de sûreté nécessaires et en justifie les échéances. Ce délai commence à courir soit quand l'exploitant en a établi lui-même la nécessité, soit à la réception d'une demande de l'Agence.

Sur base des résultats des études, l'exploitant complète le plan d'actions avec les améliorations identifiées et en justifie les échéances de mise en oeuvre.

Tout délai par rapport aux échéances établies et tout écart par rapport au contenu du plan d'actions doit être justifié.

Le plan d'actions et ses adaptations sont approuvés par l'autorité de sûreté.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2020-02-19/01 , art. 29, 006; En vigueur : 09-03-2020>

Section III. - Exploitation

Limites et conditions d'exploitation

Les limites et conditions d'exploitation doivent contenir des prescriptions pour les divers états opérationnels de la centrale, incluant le démarrage et la montée en puissance, la production d'énergie, l'arrêt, et rechargements en combustible

Les limites et conditions d'exploitation doivent être aisément accessibles au personnel de la salle de commande. Elles doivent être aisément compréhensibles et leur forme doit être adaptée à l'usage des opérateurs.

Les opérateurs de la salle de commande doivent posséder une connaissance approfondie des limites et conditions d'exploitation et de leur base technique.

Le personnel d'encadrement concerné doit connaître l'esprit et le contenu des limites et conditions d'exploitation, afin que les décisions d'exploitation soient prises par des personnes comprenant l'importance des limites et conditions d'exploitation pour la sûreté nucléaire.

Le personnel requis pour prendre en charge les différents états opérationnels doit être spécifié dans les limites et conditions d'exploitation et sera suffisant pour mettre en application les procédures d'urgence nécessaires éventuelles. Le personnel minimum requis en salle de commande doit notamment être précisé, ainsi que les qualifications nécessaires pour exercer ses fonctions.

[ '> 1 Gestion du vieillissement

[ '> 2 Le programme de gestion du vieillissement tient compte de la conception, des données de fabrication, des résultats du processus de qualification, des conditions de service et environnementales, des cycles de charge, des processus de maintenance, de la durée en service, de la stratégie de tests et de remplacements auxquels ont été soumis les systèmes, structures et composants concernés ] '> 2 .

Pour les systèmes, structures et composants susceptibles de vieillir qui ne font pas l'objet d'un programme de remplacement systématique, l'exploitant établit et documente un processus décisionnel associé à des critères limites. Au-delà de ces critères, le système ou composant sera remplacé ou réparé.

Le programme de gestion du vieillissement comporte l'identification et le suivi des problèmes d'obsolescence ainsi que l'analyse des conséquences de ces problèmes.

[ '> 2 L'exploitant développe une stratégie pour assurer que des solutions adéquates aux problèmes d'obsolescence sont implémentées avant que ces problèmes ne portent à conséquence.

Les conséquences d'arrêts prolongés ou d'autres conditions spécifiques sur le vieillissement des structures, systèmes et composants concernés sont gérées.] '> 2

Les mesures préventives et correctives nécessaires liées au vieillissement sont déterminées et mises en oeuvre.

La cuve du réacteur, les générateurs de vapeur, le pressuriseur, le circuit primaire et l'enceinte de confinement sont repris dans le programme de gestion du vieillissement.

En ce qui concerne la cuve du réacteur et ses soudures, tous les facteurs importants comme la fragilisation, le vieillissement thermique, la fatigue et la corrosion, doivent être repris dans le programme de gestion du vieillissement. L'état réel de la cuve du réacteur sera comparé aux prévisions pendant toute sa durée de vie.] '> 1

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( 1 )<AR 2020-02-19/01 , art. 30, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 2 )<AR 2023-12-21/16 , art. 21, 009; En vigueur : 25-01-2024>

Système d'analyse des évènements et retour d'expérience d'exploitation

Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

La chaudière nucléaire doit être soumise suivant une fréquence appropriée, à des essais comprenant

(a) un essai d'étanchéité ou de taux de fuite dans le cadre de l'inspection préalable à la mise en service, complété par des examens non-destructifs;

(b) un essai d'étanchéité avant de reprendre l'exploitation consécutivement à un arrêt de la chaudière nucléaire au cours duquel l'étanchéité du circuit primaire du réacteur pourrait avoir été affectée;

(c) un essai d'étanchéité à l'occasion de chaque grande inspection.

Les mesures de surveillance nécessaires pour vérifier l'intégrité de l'enceinte de confinement comprennent, sans y être nécessairement limitées

- la mesure du taux de fuite de l'enceinte de confinement;

- les tests des pénétrations et des dispositifs d'isolation situés aux interfaces, afin de démontrer leur étanchéité et, le cas échéant, leur opérabilité;

- les inspections de l'intégrité structurelle (telles que celles effectués sur les tenons de précontrainte et sur le liner);

- la surveillance des conditions ambiantes à l'intérieur de l'enceinte de confinement telles que la température, la pression et autres caractéristiques de l'atmosphère.

: Procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves. Comme l'intitulé l'indique, l'exploitant d'une centrale nucléaire doit disposer de procédures de conduite accidentelle pour faire face aux situations accidentelles de conception ainsi que des guides de gestion d'accidents graves applicables pour les accidents hors conception. Ces procédures et guides doivent être validés autant que possible sur simulateur. Ils impliquent également la disponibilité des moyens prévus dans ces procédures et guides.

Section 4 : Vérification de la sûreté

Contenu du rapport de sûreté

Le rapport de sûreté traite, d'une manière non limitative, les matières suivantes

a) Introduction et contexte.

b) Description générale du site, de la centrale, du fonctionnement normal de l'unité et de sa sûreté.

c) Organisation de l'exploitation et gestion de la sûreté nucléaire.

d) Evaluation du site : aspects de sûreté et [ '> 2 agressions] '> 2 externe.

e) Aspects généraux de conception et objectifs fondamentaux de sûreté.

f) Description détaillée des fonctions de sûreté et des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire avec leurs bases de conception et leur fonctionnement dans tous les états de la centrale (en puissance, à l'arrêt, en conditions accidentelles); codes et normes applicables

g) [ '> 1 Démonstration de la sûreté

i. analyses déterministes démontrant le respect des critères de sûreté et des limites radiologiques, y compris une description des marges, et

ii. analyses probabilistes;] '> 1

h) Mise en service des nouvelles installations.

i) Aspects opérationnels, y compris la description des aspects opérationnels des procédures de conduite accidentelle et des guides de gestion des accidents graves, des essais et inspections, de la qualification et de la formation du personnel, du retour d'expérience national et international, de la gestion du vieillissement.

j) Limites et conditions d'exploitation avec leurs justifications techniques.

k) Radioprotection.

l) Préparation aux situations d'urgence : actions au niveau du site et liaison/coordination avec des organisations externes.

n) Aspects environnementaux, y compris les limites de rejets d'effluents radioactifs.

n) Gestion des déchets radioactifs.

o) Aspects de la conception et de l'exploitation en vue du démantèlement et de la fin d'exploitation.

[ '> 1 Les descriptions, analyses et mesures décrites dans le rapport de sûreté doivent prendre en compte le site dans son ensemble, pour tenir compte des [ '> 2 agressions] '> 2

- qui peuvent menacer toutes les installations en un court laps de temps ;

- qui peuvent résulter d'interactions adverses entres les installations présentes sur le site.] '> 1

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( 1 )<AR 2020-02-19/01 , art. 34, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 2 )<AR 2023-12-21/16 , art. 22, 009; En vigueur : 25-01-2024>

: Etudes probabilistes de sûreté. Cet article impose une étude probabiliste de sûreté pour chaque centrale. Ces études probabilistes de sûreté évaluent la probabilité de fusion du coeur (étude de niveau 1) et de relâchements radioactifs dans l'environnement (niveau 2). Elles sont également utilisées pour évaluer l'importance de divers structures, systèmes et composants, dans le cadre des modifications,, etc.

<Abrogé par AR 2023-12-21/16 , art. 25, 009; En vigueur : 25-01-2024>

Section V. - Préparation à l'urgence

[ '> 1 Plan Interne d'urgence

31.1 - Préparation et plan interne d'urgence

Le plan interne d'urgence

- prend en compte les situations de longue durée ;

- décrit comment les ressources humaines et matérielles communes à plusieurs unités au niveau du site et si applicable de l'exploitant sont mises en oeuvre ;

- est coordonné entre les différentes parties concernées.

31.2 - Organisation

Le plan d'urgence interne, y compris les arrangements établis avec l'extérieur, reste opérationnel au cas où des infrastructures du site ou dans le voisinage du site sont gravement endommagées.

Les dispositions sont prévues pour maintenir l'occupation des différents postes par du personnel qualifié pendant les situations d'urgence de longue durée.

31.3 - Infrastructures

Les infrastructures d'urgence restent opérationnelles lors de situations accidentelles.

Le centre de coordination pour la gestion de crise sur site est distinct de la salle de commande. Il prévoit les moyens de communication avec la salle de commande, la salle de commande de repli, ainsi qu'avec d'autres points importants du site, et avec les organismes d'intervention sur site et à l'extérieur du site.

31.4 - Formation, entraînement et exercices

Des exercices du plan d'urgence interne comprennent l'utilisation et la connexion des équipements mobiles. Des exercices comprennent des situations affectant simultanément plusieurs installations.] '> 1

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( 1 )<AR 2020-02-19/01 , art. 37, 006; En vigueur : 09-03-2020>

Protection contre les incendies d'origine interne

32.1 - Principes de base de conception

La capacité de mise à l'arrêt du réacteur, d'évacuation de la chaleur résiduelle, de confinement des matières radioactives et de surveillance de l'état de la centrale doit être maintenue pendant et après les incendies.

32.2 - Analyse de risque incendie

Une étude probabiliste de risque incendie, complémentaire à l'approche déterministe, doit être réalisée. Dans l'étude probabiliste de niveau 1, les incendies doivent être analysés dans le but d'évaluer les dispositions de protection et d'identifier les risques causés par les incendies.

32.3 - Systèmes de protection anti-incendie

[ '> 1 La résistance au feu des barrières coupe-feu des compartiments est telle que la combustion totale de la charge calorifique présente dans le compartiment, en cohérence avec l'analyse de risque incendie, ne provoque pas de rupture des barrières.

Pour l'évaluation de la résistance des barrières coupe-feu, la quantité d'oxygène disponible à l'intérieur du compartiment ou pouvant y pénétrer est prise avec conservatisme et justifiée.] '> 1

Le circuit de distribution des hydrants par les bornes d'incendie externes aux bâtiments, les colonnes d'alimentation internes ainsi que les lances d'incendies avec leurs connections et accessoires doivent permettre de couvrir adéquatement toutes les zones de la centrale en relation avec la sûreté. Cette couverture doit être justifiée par l'analyse de risque d'incendie.

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( 1 )<AR 2023-12-21/16 , art. 23, 009; En vigueur : 25-01-2024>

CHAPITRE 4. [ '> 1 - Prescriptions de sûreté spécifiques pour les installations d'entreposage de combustible nucléaire usé et de colis de déchets radioactifs.] '> 1

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( 1 )<AR 2018-05-29/11 , art. 4, 004; En vigueur : 28-06-2018>

Section I. [ '> 1 - Conception et réalisation de l'installation d'entreposage] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 5, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Fonctions de sûreté

Sans préjudice des dispositions du Règlement général, l'installation d'entreposage doit être conçue et réalisée de telle sorte qu'en conditions de fonctionnement normales, lors d'incidents de fonctionnement prévus et à la suite d'un accident de base de conception, les fonctions de sûreté suivantes restent assurées

1° maintien de la sous-criticité;

2° évacuation de la chaleur résiduelle;

3° confinement des substances radioactives;

4° protection contre les rayonnements;

5° récupérabilité du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs.

Le confinement doit être prévu tel que les relâchements de matières radioactives dans l'environnement lors d'accidents de base de conception restent inférieurs aux limites fixées via l'autorisation de création et d'exploitation, après avis du Conseil scientifique des Rayonnements Ionisants.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 6, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Conception et réalisation

La durée de vie de l'installation d'entreposage, pendant laquelle la sûreté doit rester garantie, doit être définie et justifiée à sa conception.

La sûreté de l'installation d'entreposage doit reposer sur des moyens fiables et, autant que raisonnablement possible reposer sur des moyens passifs.

La sous-criticité doit être garantie et ceci autant que raisonnablement possible par des mesures de conception de l'installation. Si un taux de combustion (burnup) du combustible nucléaire usé est pris en compte, la conformité avec le niveau limite de ce taux devra être vérifiée tant par des contrôles administratifs que par des contrôles opérationnels adéquats.

L'équipement de manutention du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs doit être conçu et réalisé de sorte à

1° satisfaire aux exigences de radioprotection;

2° faciliter la maintenance et la réparation;

3° réduire le plus possible la probabilité de survenance d'incidents et d'accidents;

et

4° à limiter les conséquences des incidents et des accidents.

L'installation d'entreposage doit être conçue de manière à permettre l'inspection du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs pour en vérifier l'intégrité.

L'installation d'entreposage doit être conçue de manière à pouvoir évacuer dans un délai raisonnable le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs à la fin de leur période d'entreposage ainsi que dans le cadre d'une intervention

1° en raison d'écarts par rapport aux critères de conformité; ou

2° suite à des incidents de fonctionnement prévus.

L'exploitant spécifie et justifie un taux nominal prédéfini d'utilisation de ses installations d'entreposage en conditions d'exploitation normale, de manière à avoir une capacité d'entreposage supplémentaire disponible afin que

1° le cas échéant, les déchets radioactifs puissent être déplacés pour permettre des contrôles, des travaux de maintenance ou de réparation ainsi que tout autre opération prévue;

2° en cas de problèmes d'évacuation des déchets hors de l'établissement ou d'indisponibilité des installations de traitement sur site ou hors site, des conditions d'entreposage peu sûres ne puissent être créées pour la poursuite de l'exploitation normale au sein de l'établissement.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 7, 004; En vigueur : 28-06-2018>

Section II. [ '> 1 - Exploitation de l'installation d'entreposage] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 8, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Limites et conditions d'exploitation

Les limites et conditions d'exploitation doivent dans tous les cas considérer

1° les conditions ambiantes à l'intérieur de l'installation d'entreposage (température, conditions physico-chimiques, sous-pression, niveau de radiation,...);

2° les effets de la production de chaleur tant sur le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs que sur l'installation d'entreposage elle-même;

3° la formation éventuelle de gaz par le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs, plus particulièrement le risque d'incendie et d'explosion, le risque de déformations et les aspects de radioprotection y associés;

4° la prévention de la criticité en ce qui concerne tant le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets, que l'installation d'entreposage dans son ensemble;

5° la capacité du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs à être manutentionnés et évacués de l'installation d'entreposage.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 9, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Exploitation

L'installation d'entreposage doit être exploitée de manière à ce que le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs puissent être inspectés en concordance avec le programme de surveillance décrit à l'article 38.

L'exploitant doit veiller à la bonne gestion et à la disponibilité d'une capacité d'entreposage supplémentaire suivant les dispositions de l'article 34, alinéa 7.

Pour les installations existantes, une installation d'entreposage alternative peut être utilisée si elle assure un niveau de sûreté acceptable.

L'emplacement, l'activité, la concentration en substances radioactives, la nature chimique et physique, l'origine, le volume et la masse du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs qui se trouvent dans l'installation d'entreposage doivent être répertoriés systématiquement. Ces données doivent être tenues à jour et mises à la disposition de l'autorité de sûreté.

Le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs sont identifiés de manière unique au moyen d'un système de marquage valable pour toute la durée d'entreposage.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 10, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Critères de conformité

L'exploitant doit établir des critères de conformité pour l'entreposage du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs dans l'installation d'entreposage afin de garantir le respect des limites et conditions d'exploitation.

Ces critères de conformité se basent au minimum sur des exigences de manutention, de transport et d'entreposage, en ce compris celles relatives à leur capacité à être enlevés ou transportés après la période d'entreposage prévue.

L'exploitant doit établir et mettre en oeuvre des procédures techniques et administratives appropriées, de manière à vérifier que le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs satisfont aux critères de conformité, lors de ou avant leur introduction dans l'installation d'entreposage.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 11, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Programme de surveillance

L'exploitant doit développer, optimiser et mettre en oeuvre un programme de surveillance visant à assurer que le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs présents dans l'installation d'entreposage respectent toujours les critères de conformité repris dans le rapport de sûreté.

Ce programme de surveillance couvre à minima les éléments suivants

1° les conditions ambiantes à l'intérieur de l'installation d'entreposage qui peuvent avoir un impact sur le respect des critères de conformité;

2° l'état physique du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 12, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Ecarts

Les procédures relatives à la réception du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs doivent inclure des mesures garantissant la gestion sûre de ceux qui ne satisfont pas aux critères de conformité.

Les écarts constatés durant l'entreposage par rapport aux critères de conformité doivent être répertoriés par l'exploitant et tenus à disposition de l'autorité de sûreté. Il devra être évalué si ces écarts doivent conduire à une modification de ces critères.

L'exploitant doit prévoir les mesures pour gérer de façon sûre le combustible nucléaire usé ou les colis de déchets radioactifs qui ne satisfont plus aux critères de conformité et qui ne pourraient plus être retirés de l'installation suivant le processus normal.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 13, 004; En vigueur : 28-06-2018>

Section III. [ '> 1 - Vérification de la sûreté nucléaire] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 14, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Rapport de sûreté

Le rapport de sûreté de l'établissement doit traiter de l'installation elle-même ainsi que du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs.

Le rapport de sûreté traite dans tous les cas les matières suivantes

1° caractéristiques du site et description des installations d'entreposage;

2° système de gestion, avec entre autres description de la gestion

a) de la sûreté;

b) de l'organisation;

c) de la qualification du personnel et des sous-traitants;

d) du vieillissement (e.a. des structures, systèmes et composants);

e) de l'expérience accumulée (gestion du retour d'expérience);

3° justification de la durée de vie envisagée pour les installations d'entreposage;

4° identification de la réglementation, des codes et normes en vigueur;

5° fonctions de sûreté de l'installation d'entreposage, bases de conception, approche utilisée pour que les fonctions fondamentales de sûreté soient assurées;

6° description des systèmes, structures et composants importants pour la sûreté;

7° description de l'entreposage et des activités de traitement ou autres dans l'établissement;

8° démonstration de la sûreté, en conditions d'exploitation normales, lors d'incidents et en conditions accidentelles;

9° limites et conditions d'exploitation avec leurs bases techniques et critères de conformité des déchets et du combustible nucléaire usé entreposés;

10° description du système de contrôle et surveillance des conditions ambiantes à l'intérieur de l'installation d'entreposage;

11° programmes de surveillance et de maintenance, d'inspections périodiques de l'état physique du combustible nucléaire usé ou des colis de déchets radioactifs;

12° stratégie, méthodes et mesures de radioprotection;

13° mesures de gestion et de minimisation des déchets radioactifs produits par l'exploitation de l'installation;

14° plan interne d'urgence et procédures en relation avec la gestion et la maîtrise de situations accidentelles;

15° plan permettant, dans le cadre d'une intervention en raison d'écarts par rapport aux critères de conformité ou suite à des incidents de fonctionnement prévus, l'évacuation partielle ou complète de l'installation d'entreposage dans un délai raisonnable;

16° façon dont est considéré le démantèlement futur de l'installation à sa conception et en exploitation.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 15, 004; En vigueur : 28-06-2018>

[ '> 1 - Révisions périodiques de sûreté des installations d'entreposage

Les critères de conformité relatifs au combustible nucléaire usé ou aux colis de déchets radioactifs doivent également être évalués lors des révisions périodiques de sûreté.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2018-05-29/11 , art. 16, 004; En vigueur : 28-06-2018>

CHAPITRE 4bis. [ '> 1 - Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs nucléaires de recherche] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

Section I. [ '> 1 - Gestion de la sûreté nucléaire] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Système de gestion

Une entité organisationnelle, ayant la responsabilité de conduire des évaluations indépendantes doit être établie au sein de l'organisation de l'exploitant, et investie de l'autorité correspondante.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Formation et habilitation du personnel

Les opérateurs de la salle de commande des réacteurs de recherche doivent suivre une formation initiale et effectuer une réactualisation annuelle, notamment afin d'acquérir une aptitude pratique à l'utilisation des procédures en exploitation normale et en conditions accidentelles.

La formation de réactualisation annuelle des opérateurs de la salle de commande porte notamment sur les sujets suivants

- la conduite du réacteur, tant pour les états de fonctionnement normal, que pour des incidents de fonctionnement prévus et pour des accidents sélectionnés ;

- le travail en équipe de quart, le cas échéant ;

- les retours d'expérience d'exploitation et les modifications aux installations et procédures.

Le personnel de maintenance et de support technique, y compris celui des sous-traitants, doit recevoir un apprentissage pratique si possible sur des maquettes ou composants réels dans des installations de formation ou laboratoires, afin de lui permettre d'être familier avec les exigences de sûreté spécifiques des tâches qui ne peuvent pas être répétées sur les équipements installés.

Les opérateurs de la salle de commande en charge de la conduite et des changements d'état du réacteur doivent posséder une habilitation valide pour un terme défini. Des critères documentés pour l'obtention de cette autorisation sont utilisés pour l'évaluation de la compétence et de l'aptitude des individus. L'exploitant doit établir des procédures pour l'obtention de cette autorisation et pour son renouvellement à l'expiration du terme.

L'autorisation de création et d'exploitation peut déroger à l'exigence de l'alinéa précèdent pour les étudiants qui participent à la conduite et aux changements d'état du réacteur dans le cadre de leur formation. Ils reçoivent la formation adéquate et leur supervision permanente est assurée par un opérateur habilité.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

Section II. [ '> 1 - Conception] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Base de conception des réacteurs nucléaires de recherche existants

44.1 - Stratégie de la sûreté

En application du concept général de défense en profondeur, la conception doit prévoir des barrières physiques multiples pour s'opposer au relâchement incontrôlé de matières radioactives dans l'environnement ainsi qu'une combinaison d'équipements et de mesures qui assurent l'efficacité et la protection de ces barrières.

Pour se conformer au concept général de défense en profondeur, la conception doit être de nature à empêcher, dans la mesure du possible

(a) que l'intégrité des barrières physiques ne soit mise en danger ;

(b) qu'une barrière cède lorsqu'elle est sollicitée ;

(c) que la défaillance d'une barrière entraîne celle d'une autre barrière.

44.2 - Evènements de base de conception

Le retour d'expérience et les analyses liées à des installations et des sites similaires sont pris en compte lors de l'établissement de la liste des événements initiateurs.

Les combinaisons crédibles d'événements individuels sont identifiées et prises en compte.

Les évènements sélectionnés d'origine interne comprennent au minimum

- les défaillances d'équipements,

- les erreurs humaines,

- d'autres risques tels qu'incendie, explosions, inondations.

Les événements sélectionnés d'origine externe comprennent des événements résultant d'activités humaines, dont au minimum

- la chute d'avion,

- les accidents causés par les transports et les activités industrielles de proximité, comprenant les incendies, explosions, et autres menaces plausibles pour la sûreté des installations nucléaires.

44.3 - Critères d'acceptation techniques

Les événements initiateurs postulés pour chaque état opérationnel sont regroupés en un nombre restreint de catégories selon leur probabilité d'occurrence. Chaque catégorie doit être assortie de critères d'acceptation tenant compte de l'exigence selon laquelle les évènements fréquents ne doivent avoir que des conséquences radiologiques mineures ou nulles et que les événements susceptibles d'entraîner des conséquences graves doivent avoir une probabilité d'occurrence très faible.

Des critères de protection de l'intégrité doivent être spécifiés pour

- le combustible. De plus, un critère d'endommagement maximum du combustible doit être spécifié pour chaque accident de base de conception ;

- le cas échéant, le circuit primaire ;

- le cas échéant, le circuit secondaire ;

- les moyens de confinement. Ces critères portent notamment sur les températures, pressions et taux de fuites maximaux.

44.4 - Démonstration de conservatisme et de marges raisonnables

Afin de garantir des marges raisonnables

a) les conditions initiales et conditions aux limites sont définies avec conservatisme dans les démonstrations de sûreté ;

b) la défaillance unique la plus pénalisante pouvant survenir à n'importe quel composant d'un système de sûreté devant répondre à l'événement, au moment et dans la configuration les plus défavorables, est appliquée pour l'analyse des événements initiateurs postulés. Cependant, il n'est pas requis de supposer la défaillance d'un composant passif dans la mesure où il est démontré qu'une défaillance de ce composant est très improbable et qu'il n'est pas affecté par l'évènement initiateur postulé ;

c) seuls les systèmes ayant une classification de sûreté adéquate sont pris en compte pour assurer une fonction de sûreté. Les autres systèmes sont pris en compte dans la mesure où leur fonctionnement aggrave les effets de l'évènement initiateur ;

d) le blocage le plus pénalisant d'une barre de contrôle est postulé ;

e) les systèmes de sûreté sont supposés fonctionner à leur niveau de performance le plus pénalisant au regard de l'évènement initiateur ;

f) toute défaillance consécutive à un évènement initiateur postulé ou à une défaillance postulée est considérée comme faisant partie de cet évènement initiateur ou de cette défaillance ;

De plus, l'analyse de sûreté

a) se base sur des méthodes, hypothèses ou arguments qui sont justifiés et conservatifs ;

b) adresse les incertitudes et leur impact ;

c) prend des marges suffisantes pour garantir qu'elle couvre l'ensemble de la base de conception ;

d) est auditable et reproductible.

44.5 - Fonctions de sûreté

44.5.1 - Généralités

Les fonctions de sûreté fondamentales sont assurées dans la base de conception.

L'activation et la mise en oeuvre de fonctions de sûreté doit être accomplie par des moyens passifs ou des systèmes automatisés, de telle sorte que l'action d'un opérateur ne soit normalement pas nécessaire pendant 30 minutes après l'évènement initiateur.

Toute action d'opérateur malgré tout requise dans les 30 minutes suivant la détection de l'évènement initiateur depuis la salle de commande, doit être justifiée dans le rapport de sûreté et soutenue par des procédures. Ces procédures sont répétées régulièrement.

Si l'événement initiateur affecte la salle de commande et pour autant qu'un ou des postes de commande supplémentaires séparés sont prévus à cet effet, les fonctions de sûreté seront maintenues sans intervention humaine pendant le délai nécessaire pour permettre l'intervention des opérateurs à partir de ces lieux.

Les fonctions de sûreté des différentes réacteurs de recherche d'un même site sont assurées de manière indépendante pour chaque réacteur. Les systèmes supports partagés entre un réacteur de recherche et d'autres réacteurs de recherche ou d'autres installations nucléaires sont dimensionnés de telle manière que les fonctions de sûreté des différents réacteurs de recherche sont assurées de manière indépendante pour chaque réacteur.

44.5.2 - Fonctions de mise à l'arrêt du réacteur et de maintien de la sous-criticité

Au moins un moyen permet de mettre et maintenir le réacteur à l'arrêt. La nécessité de disposer de plusieurs moyens est déterminée compte tenu du risque associé à la défaillance d'un moyen unique. Le cas échéant, ces moyens seront indépendants et de préférence diversifiés.

Au moins un moyen doit être capable à lui seul, de ramener rapidement le réacteur dans un état sous-critique avec une marge adéquate en tenant compte d'une défaillance unique.

La sous-criticité est maintenue

- dans le coeur pendant tout arrêt programmé en exploitation normale ou après tout incident de fonctionnement prévu ;

- dans le coeur, après une période transitoire suite à tout accident de base de conception ;

- dans l'entreposage de combustible neuf et celui du combustible usé.

44.5.3 - Fonctions d'évacuation de la chaleur résiduelle

Si des moyens d'évacuation de la chaleur résiduelle du coeur à l'arrêt et de l'entreposage de combustible usé sont nécessaires afin de respecter les critères d'intégrité du combustible, ces moyens doivent être prévus en tenant compte d'une défaillance unique et de la perte du réseau externe.

44.5.4 - Fonctions de confinement

Il faut prévoir des moyens de confinement de façon qu'un rejet éventuel de matières radioactives dans l'environnement lors d'un accident de base de conception, reste inférieur aux limites prescrites. Ces moyens de confinement comprennent, selon les prescriptions de conception

a) des structures étanches ;

b) des dispositifs pour l'isolement du bâtiment réacteur des tuyauteries connectées au circuit primaire qui le traversent et du système de ventilation ;

c) des dispositifs pour la gestion, la rétention ou l'élimination des produits de fission, de l'hydrogène, de l'oxygène et des autres substances qui pourraient être relâchées dans le bâtiment réacteur.

Les choix faits au niveau de la redondance, de l'automatisation, du type et de la localisation de ces dispositifs sont justifiés.

44.6 - Instrumentation et systèmes de contrôle

44.6.1 - Généralités

Une instrumentation doit permettre de mesurer les principaux paramètres qui peuvent influer sur le processus de fission, sur l'intégrité du coeur du réacteur, sur les systèmes de refroidissement du réacteur, sur les moyens de confinement et sur l'état de l'entreposage de combustible usé. La nécessité d'une telle instrumentation pour l'entreposage du combustible usé est déterminée sur base du risque associé à cet entreposage.

Cette instrumentation doit fournir les informations requises pour exploiter le réacteur de manière fiable et sûre et pour déterminer l'état du réacteur lors d'accidents de base de conception. Il faut prévoir des enregistrements automatiques des mesures de tous les paramètres dérivés qui sont importants pour la sûreté nucléaire.

L'instrumentation doit permettre de mesurer de manière adéquate les paramètres du réacteur liés aux différents états du réacteur. A cette fin, elle doit être conçue et qualifiée pour les conditions de service correspondant à ces états.

44.6.2 - Salle de commande

Il faut prévoir une salle de commande d'où le réacteur peut être conduit de manière sûre dans tous ses domaines de fonctionnement, et d'où des mesures peuvent être prises pour maintenir le réacteur dans un état sûr ou le ramener dans un tel état après le déclenchement d'incidents de fonctionnement prévus et d'accidents de base de conception.

Des dispositifs doivent être prévus pour donner des indications visuelles et, s'il y a lieu, acoustiques sur les conditions de fonctionnement et les processus d'exploitation qui se seraient écartés de la normale et qui pourraient affecter la sûreté nucléaire. La conception de la salle de commande doit prendre en compte les principes d'ergonomie. En outre, des informations appropriées doivent permettre à l'opérateur de surveiller les effets des actions automatiques.

Une attention particulière doit être accordée à l'identification des événements d'origine interne et externe à la salle de commande qui peuvent constituer une menace directe pour la poursuite de son utilisation. Des mesures raisonnables doivent être prévues à la conception afin de minimiser les effets de ces événements.

La nécessité d'un second système d'instrumentation et de contrôle commande est déterminée compte tenu du risque engendré par la perte de la salle de commande.

Si un tel système est nécessaire

- il est installé de préférence en un endroit unique ;

- il est physiquement et électriquement séparé de la salle de commande ;

- il permet de mettre et de maintenir le réacteur à l'arrêt, d'évacuer la chaleur résiduelle et de surveiller les variables essentielles du réacteur au cas où il ne serait plus possible d'assurer ces fonctions de sûreté essentielles depuis la salle de commande.

44.6.3 - Système de protection

Le système de protection doit être conçu de manière à présenter une fiabilité fonctionnelle en rapport avec l'importance de la (des) fonction(s) de sûreté à remplir. La redondance et l'indépendance prévues à la conception du système de protection doivent être suffisantes pour assurer au moins

(1) qu'aucune défaillance unique n'entraîne la perte de la fonction de protection; et

(2) que la mise hors service d'un composant ou d'une voie quelconque n'entraîne pas la perte de la redondance minimum requise.

Le système de protection doit être conçu de manière à permettre de procéder à des essais de son fonctionnement pendant le fonctionnement du réacteur. La conception doit permettre de tester en fonctionnement tous les aspects d'une fonctionnalité, depuis le capteur jusqu'au signal d'entrée dans l'actionneur final. Des exceptions doivent être justifiées.

La conception doit être de nature à réduire le plus possible la probabilité qu'une action de l'opérateur ne rende le système de protection inopérant en exploitation normale et lors d'incidents de fonctionnement prévus, mais elle ne peut pas empêcher les opérateurs de prendre les actions correctes nécessaires pour la gestion d' accidents de base de conception.

Les systèmes informatisés utilisés dans le système de protection doivent satisfaire, lors de leur mise en oeuvre, aux dispositions suivantes

(1) le matériel et le logiciel doivent être de la plus haute qualité possible et correspondre aux meilleures pratiques disponibles ;

(2) l'ensemble du processus de développement, y compris le contrôle, les essais et la mise en service des modifications de la conception, doit être consigné systématiquement dans des documents afin de pouvoir être audité ;

(3) afin de confirmer que l'on peut avoir confiance dans la fiabilité des systèmes informatisés, ces systèmes seront évalués par des spécialistes indépendants des concepteurs et des fournisseurs ; et

(4) lorsque l'intégrité requise du système ne peut pas être démontrée avec un degré de confiance suffisant, il faut prévoir une diversification des moyens permettant d'assurer les fonctions de protection.

44.6.4 - Alimentation de secours

Les systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire doivent pouvoir être alimentés par une alimentation électrique de secours. Cette alimentation doit être capable de fournir l'énergie nécessaire dans toutes les conditions de fonctionnement ou lors d'un accident de base de conception, et dans l'hypothèse d'une défaillance unique et d'une perte simultanée du réseau externe.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 01-07-2026>

[ '> 1 - Extension de la conception des réacteurs nucléaires de recherche

45.1 - Objectif

Une analyse des conditions d'extension de la conception est menée dans le but d'améliorer la sûreté

- en renforçant la capacité à faire face à des événements ou des conditions plus sévères que ceux prises dans la base de conception,

- en minimisant les relâchements radioactifs dommageables pour le public et l'environnement, autant que raisonnablement faisable, lors de tels événements ou de telles conditions.

L'analyse DEC-A vise à identifier les mesures raisonnablement faisables de prévention de l'endommagement conséquent du combustible et des conditions susceptibles de mener à un rejet radioactif précoce ou massif.

L'analyse DEC-B vise à identifier les mesures raisonnablement faisables permettant d'atténuer les conséquences de l'endommagement conséquent du combustible et des conditions susceptibles de mener à un rejet radioactif précoce ou massif, si cet endommagement ou ces conditions n'ont pas été rendus extrêmement improbables avec un haut degré de confiance.

45.2 - Sélection des conditions d'extension de la conception

Une liste représentative de conditions d'extension de la conception est établie et justifiée sur base de méthodes déterministes et de jugements d'experts, complétés, le cas échéant, par des méthodes probabilistes.

Il est tenu compte des événements pouvant affecter simultanément les diverses installations du site ainsi que les interactions potentielles entre les installations du site ou d'autres sites proches.

Le processus de sélection des conditions DEC-A part des événements ou combinaisons d'événements qui ne peuvent être considérés comme extrêmement improbables avec un haut degré de confiance et qui peuvent mener à l'endommagement conséquent du combustible ou à un rejet radioactif précoce ou massif.

Le processus de sélection des conditions DEC-A se base sur

- les événements se produisant dans les différents états opérationnels ;

- les événements résultants des risques internes ou externes ;

- des défaillances de cause commune.

La liste des conditions DEC-B couvre les situations pour lesquelles les capacités de prévention de l'endommagement conséquent du combustible et de rejet radioactif précoce ou massif sont dépassées, ou les situations pour lesquelles les mesures de prévention ne fonctionnent pas comme voulu.

La liste des conditions DEC-B comprend des accidents postulés avec endommagement conséquent du combustible, également pour celui dans l'entreposage du combustible usé, pour autant que de tels accidents n'aient pas été rendus extrêmement improbables avec un haut degré de confiance.

45.3 - Analyse des conditions d'extension de la conception

L'analyse des conditions d'extension de la conception

a) se base sur des méthodes, des hypothèses et des arguments qui sont justifiés et sans conservatismes excessifs. Ces méthodes peuvent être plus réalistes et utiliser des critères d'acceptation moins exigeants que ceux utilisés dans la base de conception ;

b) est auditable, particulièrement en cas de recours au jugement d'expert, et prend en compte les incertitudes et leur impact ;

c) identifie les mesures raisonnablement faisables pour prévenir les conditions DEC-B et pour en atténuer les conséquences;

d) évalue les conséquences radiologiques potentielles sur site et hors site résultant des conditions d'extension de la conception en supposant le bon fonctionnement des mesures de gestion d'accidents prévues ;

e) prend en compte la localisation et la disposition des installations, les performances des équipements ainsi que les conditions associées aux scénarios considérés et la faisabilité des mesures de gestion d'accident prévues ;

f) démontre le cas échéant une marge suffisante vis-à-vis d'effets falaises qui auraient des conséquences inacceptables,

g) utilise les études probabilistes de sûreté lorsqu'elles existent ;

h) prend en compte les phénomènes liés aux accidents avec endommagement conséquent du combustible, le cas échéant ;

i) définit un état final, sûr si possible, et définit les temps de mission associés aux différents structures, systèmes et composants là où c'est d'application.

45.4 - Fonctions de sûreté en conditions d'extension de la conception

45.4.1 - Généralités

Pour les conditions DEC-A, l'objectif est d'assurer les fonctions de sûreté fondamentales.

Pour les conditions DEC-B, l'objectif est d'assurer en priorité le confinement des matières radioactives. Dans ce but, la chaleur résiduelle du combustible est évacuée.

La réalisation des fonctions de sûreté fondamentales en conditions d'extension de la conception peut faire intervenir l'utilisation d'équipements mobiles présents sur site ou des supports externes, pour autant que soit pris en compte le temps nécessaire pour les rendre disponibles.

Les systèmes, structures et composants, y compris les équipements mobiles et leurs points de connexion le cas échéant, leurs systèmes supports et l'instrumentation utilisés pour la prévention de l'endommagement conséquent du combustible ou l'atténuation des conséquences des accidents sont adéquatement qualifiés et capables de remplir leur fonction pendant une période de temps appropriée.

Si la gestion d'accident repose sur des moyens mobiles, des points de connexion permanents et accessibles, permettant l'utilisation de ces moyens sont installés. Les moyens mobiles et leurs points de connexion font l'objet d'un programme de maintenance, d'essais, de surveillance et d'inspection.

Une autonomie suffisante est prévue pour assurer les fonctions de sûreté fondamentales jusqu'à ce qu'un ravitaillement puisse être effectué.

Un processus systématique est établi pour réévaluer les supports communs afin de s'assurer que les ressources en personnel, en équipement et autres matières susceptibles d'être utilisés dans les conditions accidentelles sont disponibles en quantité suffisante pour toutes les installations et à tout moment.

45.4.2 - Sous criticité à long terme

La sous-criticité est assurée sur le long terme dans le coeur du réacteur et en tout temps dans l'entreposage du combustible usé.

45.4.3 - Evacuation de la chaleur résiduelle

Des moyens suffisants, en ce compris leurs alimentations électriques, sont disponibles pour évacuer la chaleur résiduelle du coeur et de l'entreposage du combustible usé. Au moins l'un de ces moyens à lui seul est capable de remplir sa fonction en cas d'évènement d'extension de la conception d'origine externe.

45.4.4 - Fonctions de confinement

L'isolement du bâtiment réacteur est assuré. Si cet isolement ne peut être réalisé suffisamment rapidement, l'endommagement conséquent du combustible dans le coeur est évité avec un haut niveau de confiance. De même, l'endommagement conséquent du combustible dans le coeur est évité avec un haut degré de confiance lors de tout événement menant au contournement des moyens de confinement du bâtiment réacteur.

Les moyens nécessaires pour respecter les critères de protection de l'intégrité du confinement sont mis en place.

Si un évent est prévu pour gérer la pression dans le bâtiment réacteur, une filtration est présente.

45.4.5 - Instrumentation et contrôle pour la gestion des conditions d'extension de la conception

L'instrumentation pour déterminer l'état du réacteur y compris si nécessaire l'état de l'entreposage du combustible usé et l'état des fonctions de sûreté est disponible et adéquatement qualifiée. La nécessité de déterminer l'état de l'entreposage du combustible usé est déterminée sur base du risque associé à cet entreposage.

Cette instrumentation permet de fournir les informations nécessaires à la prise de décision quant à la mise en oeuvre des mesures de gestion d'accident.

L'information issue de cette instrumentation est disponible dans la salle de commande et, le cas échéant, dans le ou les postes de commande supplémentaires séparés. Au moins un lieu équipé de l'instrumentation reste opérationnel et habitable en conditions d'extension de la conception.

45.4.6 - Alimentations électriques

Des alimentations électriques adéquates sont prévues pour permettre la mise en oeuvre des mesures de gestion d'accident.

Les batteries électriques ont une capacité suffisante pour fournir le courant nécessaire jusqu'à ce qu'elles puissent être rechargées ou jusqu'à ce que d'autres moyens soient mis en place.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 01-07-2026>

[ '> 1 - Phénomènes naturels

46.1 - Identification des risques liés aux phénomènes naturels

Tous les phénomènes naturels, de même que les phénomènes secondaires qui en découleraient, qui sont susceptibles d'affecter le site doivent être identifiés.

Les phénomènes naturels comprennent

- les aléas géologiques ;

- les aléas sismiques ;

- les aléas météorologiques ;

- les aléas hydrologiques ;

- les phénomènes biologiques ;

- les feux de forêt.

46.2 - Evaluation des risques liés aux phénomènes naturels spécifiques au site

De la liste des phénomènes naturels identifiés comme susceptibles d'affecter le site, les phénomènes qui

a) ne représentent pas une menace physique pour le réacteur, ou

b) sont extrêmement peu probables avec un haut degré de confiance,

peuvent ne pas être sélectionnés, à l'exception de ceux qui, en combinaison avec d'autres événements, pourraient représenter une menace pour le réacteur.

Le processus de sélection se base sur des hypothèses conservatives.

Les phénomènes naturels sélectionnés sont analysés, à l'aide de méthodes déterministes et, dans la mesure du possible, probabilistes, suivant l'état actuel de la science et de la technologie.

L'analyse établit dans la mesure du possible, une relation entre la sévérité du phénomène naturel et sa fréquence de dépassement.

Le niveau de sévérité maximale crédible de chaque phénomène est déterminé dans la mesure du possible.

L'analyse est basée sur des données en provenance du site et de la région environnante, ainsi que d'autres régions pour autant que ces données soient pertinentes et disponibles.

Ces données sont complétées afin de couvrir également des phénomènes antérieurs à ceux documentés dans les annales historiques. L'évolution future des phénomènes, liée entre autres au changement climatique sera prise en considération lors de l'évaluation.

Les incertitudes sur les résultats seront évaluées.

46.3 - Evènements de base de conception pour les phénomènes naturels

Sur base de l'analyse des phénomènes naturels pouvant affecter le site, des évènements de base de conception sont définis.

La fréquence de dépassement utilisée pour le choix des phénomènes naturels de la base de conception est suffisamment basse pour assurer un haut degré de protection pour les phénomènes naturels. Les valeurs de fréquence de dépassement utilisées pour le choix des phénomènes naturels de base de conception doivent être justifiée en cohérence avec l'objectif de sûreté nucléaire. Pour les sollicitations sismiques, une valeur minimale de 0,98 m.s-2 est à respecter pour l'accélération horizontale maximale du sol.

Lorsque le calcul des fréquences de dépassement de la sévérité d'un phénomène est impossible ou ne présente pas un niveau de confiance suffisant, un événement avec lequel un niveau de protection équivalente peut être atteint, est retenu pour la base de conception.

Les événements repris pour la base de conception sont comparés aux phénomènes naturels passés afin de s'assurer de l'existence d'une marge suffisante sur le niveau de sévérité retenu.

Les caractéristiques des évènements de la base de conception sont déterminées de manière conservative.

46.4 - Protection contre les évènements de la base de conception

Un concept de protection est élaboré. Il permet de définir et de dimensionner des mesures de protection appropriées.

Le concept de protection

1° prévoit des marges de sûreté ;

2° prend en compte tout effet crédible, direct ou indirect, de l'événement ;

3° repose sur des moyens passifs autant que raisonnablement possible ;

4° assure que les mesures pour faire face à un accident de base de conception restent efficaces pendant et après les événements, en fonction des états opérationnels ;

5° n'affaiblit pas la protection contre d'autres évènements de base de conception. D'éventuelles exceptions sont justifiées ;

6° tient compte de la prévisibilité et du développement de l'événement au cours du temps ;

7° prévoit les procédures et les moyens pour la vérification de l'état du réacteur de recherche pendant et après les évènements ;

7° tient compte du fait que

a. plusieurs trains, redondants ou diversifiés, d'un système de sûreté,

b. plusieurs structures, systèmes et composants,

c. diverses installations du site ainsi que l'infrastructure du site,

d. l'infrastructure environnante, les approvisionnements de l'extérieur et d'autres contre-mesures,

pourraient être affectés par les événements ;

8° garantit la disponibilité de ressources suffisantes, en particulier si plusieurs installations sont présentes sur le même site et partagent des équipements ou services.

Les structures, systèmes et composants faisant partie du concept de protection sont considérés comme importants pour la sûreté.

Des processus de surveillance et d'alerte complètent le concept de protection. Là où c'est pertinent, des seuils ou valeurs d'intervention sont définis afin de déployer à temps les mesures de protection.

En outre, des seuils sont fixés pour la mise en oeuvre d'inspections et autres actions post-événementielles prédéfinies.

Des méthodes basées sur des jugements d'experts et des évaluations alternatives sont utilisées pour évaluer la résistance sismique réelle des structures, systèmes et composants du réacteur de recherche compte tenu de leur état actuel et pour déterminer les améliorations nécessaires, si le niveau du séisme de base de conception a été revu à la hausse et qu'il n'est pas raisonnablement possible d'assurer une conception sismique en appliquant les règles de la base de conception.

46.5 - Evénements d'extension de la conception

Des événements plus sévères que les évènements de base de conception sont identifiés dans le cadre de l'analyse d'extension de la conception.

Si un phénomène naturel retenu dans la base de conception est extrêmement improbable avec un haut degré de confiance, il n'y a pas lieu de retenir un événement d'extension de la conception pour ce phénomène.

La sélection d'événements pour l'analyse d'extension de la conception est basée sur la fréquence de dépassement de la sévérité du phénomène, si possible, ou sur d'autres paramètres en lien avec le phénomène.

L'analyse des évènements d'extension de la conception, autant que possible

1° démontre qu'il existe des marges suffisantes vis à vis des " effets falaise " qui se traduiraient par la perte d'une fonction de sûreté fondamentale ;

2° identifie et évalue les moyens les plus robustes pour assurer les fonctions de sûreté fondamentales ;

3° tient compte du fait que

a. plusieurs trains, redondants ou diversifiés, d'un système de sûreté,

b. plusieurs structures, systèmes et composants,

c. diverses installations du site ainsi que l'infrastructure du site,

d. l'infrastructure environnante, les approvisionnements de l'extérieur et d'autres contre-mesures

pourraient être affectés par les événements ;

4° démontre que des ressources suffisantes restent disponibles sur les sites avec plusieurs installations qui envisagent l'utilisation d'équipements ou de services communs ;

5° inclut des vérifications sur le terrain.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 01-07-2026>

[ '> 1 - Classement des structures, systèmes et composants

Des interfaces doivent être prévues entre les structures, systèmes et composants des différentes classes afin que toute défaillance de structures, de systèmes et de composants appartenant à une classe inférieure ne se propage pas à un système rangé dans une classe supérieure.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Revue de la conception

La conception est revue de façon régulière et quand cela s'avère nécessaire suite à un retour d'expérience ou suite à toute nouvelle information significative pour la sûreté nucléaire. Les révisions périodiques de sûreté sont complémentaires à cette activité. Des méthodes déterministes, complétées, le cas échéant, par des méthodes probabilistes ainsi que par des jugements d'experts, sont utilisées pour identifier les besoins et les opportunités d'amélioration de la sûreté nucléaire.

Les besoins identifiés mènent à la mise en oeuvre des améliorations. Les opportunités identifiées mènent à la mise en oeuvre des améliorations là où cela est raisonnablement faisable.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Dispositifs expérimentaux et activités expérimentales

49.1 - Objectif

Les dispositifs expérimentaux doivent être conçus de manière à ne pas nuire à la sûreté du réacteur dans tous ses états de fonctionnement et en conditions accidentelles.

Ni l'assemblage, l'insertion ou le retrait du coeur, ni l'utilisation, la maintenance ou la défaillance d'un dispositif expérimental ne peuvent compromettre

(a) la maîtrise de la réactivité ;

(b) le fonctionnement du système de protection du réacteur ;

(c) la capacité de refroidissement du combustible présent dans le coeur ;

(d) le fonctionnement des moyens de confinement

ou entraîner des conséquences radiologiques inacceptables.

Le cas échéant, des critères de protection de l'intégrité des boucles expérimentales fonctionnant à haute pression ou à haute température, ainsi que pour les sources de neutrons, doivent être spécifiés.

Pour chaque dispositif expérimental, une base de conception spécifique au dispositif est établie et une analyse de sûreté est effectuée, qui prend au moins en compte

(a) l'inventaire en substances radioactives du dispositif expérimental ;

(b) le potentiel de production ou de libération d'énergie ;

(c) les dégâts causés par les événements initiateurs postulés ;

(d) les interactions de celui-ci avec le réacteur et les autres dispositifs expérimentaux.

Pour chaque dispositif expérimental, la gestion des déchets issus des activités expérimentales et de son démantèlement doit être prévue à la conception.

49.2 - Sûreté des activités expérimentales et éducatives

Des procédures doivent être prévues pour la conception, la fabrication, l'installation, la mise en service et l'exploitation des dispositifs expérimentaux ayant un impact sur la sûreté.

Des procédures doivent être prévues pour la conception, le développement et la réalisation des activités expérimentales ayant un impact sur la sûreté.

Lorsque c'est nécessaire pour la sûreté du réacteur et de l'activité expérimentale, des moyens de surveillance appropriés des paramètres des activités expérimentales sont prévus dans la salle de commande du réacteur.

L'exploitant doit développer des procédures dans son système de gestion pour l'examen et l'approbation

(a) des propositions d'activités expérimentales ;

(b) du contrôle de leur impact sur le fonctionnement du réacteur, en particulier les modifications de réactivité et de niveaux de radiation ;

(c) du programme de mise en oeuvre ;

(d) de désinstallation et de maintenance des dispositifs expérimentaux.

L'exploitant doit établir, le cas échéant, des procédures pour encadrer la conduite du réacteur par des étudiants et leur supervision par un opérateur habilité.

L'exploitant s'assure que les étudiants et expérimentateurs dont les actions peuvent avoir un impact sur la sûreté nucléaire, mettent en pratique les dispositions des deux premiers alinéas de l'article 5.7.

49.3 - Compétence et qualification du personnel

Les activités liées aux dispositifs expérimentaux, ayant un impact potentiel sur la sûreté sont autorisées et supervisées par du personnel de l'exploitant possédant les compétences et qualifications requises.

49.4 - Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

Un système de contrôle est prévu afin de s'assurer qu'après la maintenance ou inspection d'un dispositif expérimental, il n'est remis en service qu'après une vérification documentée de sa qualité, de sa configuration et, le cas échéant, de la réalisation des essais nécessaires.

49.5 - Analyse de risque incendie d'origine interne

L'analyse de risque incendie prend en compte les risques d'incendie liés aux activités expérimentales.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

Section III. [ '> 1 - Exploitation] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Limites et conditions d'exploitation

Les limites et conditions d'exploitation doivent contenir des prescriptions pour les divers états opérationnels du réacteur, incluant le démarrage et la montée en puissance, l'arrêt, et rechargements en combustible.

Les limites et conditions d'exploitation doivent être aisément accessibles au personnel de la salle de commande. Elles doivent être aisément compréhensibles et leur forme doit être adaptée à l'usage des opérateurs.

Les opérateurs de la salle de commande doivent posséder une connaissance approfondie des limites et conditions d'exploitation et de leur base technique.

Le personnel d'encadrement concerné doit connaître l'esprit et le contenu des limites et conditions d'exploitation, afin que les décisions d'exploitation soient prises par des personnes comprenant l'importance des limites et conditions d'exploitation pour la sûreté nucléaire.

Le personnel requis pour prendre en charge les différents états opérationnels doit être spécifié dans les limites et conditions d'exploitation et sera suffisant pour mettre en application les procédures d'urgence nécessaires éventuelles. Le personnel minimum requis en salle de commande doit notamment être précisé, ainsi que les qualifications nécessaires pour exercer ses fonctions.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Gestion du vieillissement

Le programme de gestion du vieillissement tient compte des conditions de service, des cycles de charge, des processus de maintenance, de la durée en service, de la stratégie de tests et de remplacements auxquels ont été soumis les systèmes, structures et composants sélectionnés.

Pour les systèmes, structures et composants susceptibles de vieillir qui ne font pas l'objet d'un programme de remplacement systématique, l'exploitant établit et documente un processus décisionnel associé à des critères limites. Au-delà de ces critères, le système ou composant sera remplacé ou réparé.

Le programme de gestion du vieillissement comporte l'identification et le suivi des problèmes d'obsolescence ainsi que l'analyse des conséquences de ces problèmes.

Les mesures préventives et correctives nécessaires liées au vieillissement sont déterminées et mises en oeuvre.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

Le circuit primaire doit être soumis à une surveillance des fuites, comprenant si c'est possible des essais d'étanchéité, effectués à une fréquence appropriée, et au moins après tout arrêt au cours duquel l'étanchéité du circuit primaire aurait pu être compromise.

Les mesures de surveillance nécessaires pour vérifier l'intégrité et l'efficacité de la fonction de confinement du bâtiment réacteur sont mise en oeuvre. Elles comprennent, le cas échéant

- des essais d'étanchéité ;

- des tests des pénétrations et des dispositifs d'isolation ;

- des inspections et essais du système de ventilation et des filtres à haute efficacité ;

- des inspections de l'intégrité structurelle ;

- une surveillance des conditions ambiantes à l'intérieur du bâtiment réacteur telles que la température, la pression et autres caractéristiques de l'atmosphère.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves

53.1 - Objectifs et portée

L'exploitant dispose d'un ensemble complet de procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, de guides de gestion d'accidents graves pour faire face aux conditions accidentelles survenant dans tous les états opérationnels.

Ces procédures et guides permettent de gérer des accidents affectant simultanément le réacteur, les dispositifs expérimentaux et le combustible présent dans l'entreposage du combustible usé, en prenant en compte leurs possibles interactions.

La mise en oeuvre des procédures et guides reste possible dans le cas où toutes les installations du site se trouvent en conditions accidentelles, compte tenu des dépendances entre les systèmes et les ressources communes.

53.1.1 - Accidents de la base de conception

Des procédures de conduite accidentelle sont appliquées pour les accidents de base de conception.

Ces procédures ont pour but de ramener le réacteur dans un état sûr.

Ces procédures consistent en des procédures par état ou en une combinaison de procédures par état et de procédures événementielles.

53.1.2 - Accidents d'extension de la conception

En conditions DEC-A des procédures de conduite accidentelle, en combinaison d'autres procédures, visent à rétablir ou compenser les fonctions de sûreté perdues, et à prévenir l'endommagement conséquent du combustible dans le coeur ou dans l'entreposage du combustible usé.

Ces procédures consistent en des procédures par état sauf si une approche événementielle peut être justifiée.

Si un endommagement conséquent du combustible n'a pu être évité, des guides de gestion d'accidents graves, en combinaison d'autres procédures, sont utilisés pour en limiter les conséquences.

53.2 - Format et contenu

Les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion d'accidents graves sont développés d'une manière systématique sur base d'une analyse réaliste et spécifique au réacteur des accidents possibles. Les résultats d'analyses de sûreté déterministes et, le cas échéant, probabilistes sont exploités dans ce cadre. Les procédures de conduite accidentelle sont cohérentes avec les autres procédures d'exploitation, en particulier avec les procédures de réponse aux alarmes (fiches d'alarme) et avec les guides de gestion d'accidents graves, le cas échéant.

Les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion d'accidents graves respectent une philosophie préétablie ; le choix des stratégies et mesures à exécuter prennent en compte la spécificité du réacteur.

Les procédures de conduite accidentelle doivent permettre à l'opérateur d'identifier rapidement les conditions accidentelles auxquelles elles se rapportent. Les conditions d'entrée et de sortie dans les procédures de conduite accidentelle sont définies de manière à pouvoir choisir rapidement la procédure de conduite accidentelle appropriée et à pouvoir naviguer entre les procédures. Le cas échéant, la transition des procédures de conduite accidentelle vers les guides de gestion des accidents graves doit pouvoir être clairement identifiée, en couvrant tous les états du réacteur.

Les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion des accidents graves sont facilement reconnaissables des autres procédures d'exploitation.

Les procédures de conduite accidentelle qui s'appliquent pour les accidents de base de conception recourent à des équipements et à une instrumentation adéquatement qualifiée. Les procédures de conduite accidentelle qui s'appliquent en condition d'extension de la conception et guides de gestion d'accidents graves recourent principalement à des équipements adéquatement qualifiés.

Les procédures et guides prennent en compte les conditions, y compris radiologiques, causées par les conditions accidentelles qu'ils adressent, pouvant régner sur le site.

53.3 - Vérification et validation

Sauf dérogation justifiée, toutes les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion d'accidents graves doivent être vérifiés, et validés dans la forme sous laquelle ils seront utilisés afin d'assurer leur adéquation technique et leur compatibilité avec les circonstances d'utilisation. La vérification est l'évaluation qui confirme l'exactitude d'une procédure ou d'un guide écrit et qui garantit que les facteurs techniques et humains ont été correctement pris en considération. La validation est l'évaluation qui confirme que les actions décrites dans les procédures et guides peuvent être exécutées par un personnel formé. L'approche utilisée pour vérifier et valider les procédures et les guides doit être documentée.

La validation des procédures de conduite accidentelle s'effectue en modélisant des situations d'accidents représentatifs.

Le cas échéant, la validation des guides de gestion d'accidents graves s'effectue en modélisant des scénarios représentatifs d'accidents graves et en modélisant les actions définies dans les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves.

53.4 - Mise à jour et révision des procédures et des guides

Les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion des accidents graves sont actualisés périodiquement de telle manière qu'ils restent adaptés à leur usage. En particulier, il convient de vérifier l'impact éventuel sur les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves, des

- modifications du réacteur;

- modifications organisationnelles;

- résultats des analyses probabilistes de sûreté (le cas échéant);

- nouvelles connaissances ou expériences en rapport avec les (la gestion des) accidents (graves) ;

- révisions des bases génériques.

Le cas échéant, une mise à jour en dehors des mises à jour périodiques peut être requise.

53.5 - Responsabilités et formation

Le rôle et la responsabilité de chaque personne impliquée dans la mise en oeuvre d'une procédure de conduite accidentelle ou, le cas échéant, d'un guide de gestion d'accident grave doivent être définis clairement et de manière univoque. La coordination nécessaire doit être assurée.

Le personnel concerné par les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion d'accidents graves bénéficie de la formation initiale et des recyclages nécessaires couvrant notamment les aspects suivants

- rôles et responsabilités ;

- déroulement des accidents de base de conception, accidents d'extension de la conception et phénomènes y afférents ;

- concept et structure des procédures et le cas échéant guides de gestion des accidents graves;

- actions et mesures définies dans les procédures de conduite accidentelle et le cas échéant les guides de gestion des accidents graves ;

- apprentissage et mise en application des procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion des accidents graves, y compris la transition entre les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves, si d'application ;

- interactions entre les intervenants.

Le personnel de la salle de commande doit être régulièrement formé et entraîné à l'utilisation des procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, des guides de gestion d'accidents graves.

Les interventions qui sont décrites dans les guides de gestion d'accidents graves, et dont le but est de rétablir les fonctions de sûreté, font l'objet d'exercices réguliers planifiés. Ces exercices prennent en compte des circonstances potentiellement défavorables.

53.6 - Moyens

L'exploitant doit veiller à la disponibilité du matériel et des moyens nécessaires pour exécuter les actions décrites dans les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion d'accident graves.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

Section IV. [ '> 1 - Vérification de la sûreté nucléaire] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Contenu du rapport de sûreté

Le rapport de sûreté traite, d'une manière non limitative, les matières suivantes

a) Introduction et contexte.

b) Description générale du site, du réacteur, du fonctionnement normal de l'installation et de sa sûreté.

c) Organisation de l'exploitation et gestion de la sûreté nucléaire.

d) Evaluation du site: aspects de sûreté et évènements d'origine externe.

e) Aspects généraux de conception et objectifs fondamentaux de sûreté.

f) Description détaillée des fonctions de sûreté et des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire avec leurs bases de conception et leur fonctionnement dans tous les états du réacteur (en puissance, à l'arrêt, en conditions accidentelles) ; codes et normes applicables.

g) Démonstration de la sûreté

i. analyses déterministes démontrant le respect des critères de sûreté et des limites radiologiques, y compris une description des marges, et

ii. analyses probabilistes, si d'application ;

h) Mise en service des nouvelles installations.

i) Aspects opérationnels, y compris la description des aspects opérationnels des procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, des guides de gestion des accidents graves, des essais et inspections, de la qualification et de la formation du personnel, du retour d'expérience national et international, de la gestion du vieillissement.

j) Limites et conditions d'exploitation avec leurs justifications techniques.

k) Radioprotection.

l) Préparation aux situations d'urgence : actions au niveau du site et liaison/coordination avec des organisations externes.

m) Aspects environnementaux, y compris les limites de rejets d'effluents radioactifs.

n) Gestion des déchets radioactifs.

o) Aspects de la conception et de l'exploitation en vue du démantèlement et de la fin d'exploitation.

Les descriptions, analyses et mesures décrites dans le rapport de sûreté doivent prendre en compte le site dans son ensemble, pour tenir compte des risques

- qui peuvent menacer toutes les installations en un court laps de temps ;

- qui peuvent résulter d'interactions adverses entres les installations présentes sur le site.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Etudes probabilistes de sûreté

Une étude probabiliste de sûreté doit être établie pour les réacteurs nucléaires de recherche, dont la puissance thermique dépasse 5 MW.

L'étude probabiliste de sûreté est utilisée comme un outil complémentaire à la méthode déterministe, pour déterminer les facteurs significatifs qui contribuent aux risques radiologiques causés par le réacteur de recherche et pour évaluer dans quelle mesure la conception est équilibrée.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Révisions périodiques de sûreté

L'utilisation du réacteur sont examinées comme thème supplémentaire à ceux de l'article 14.2.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

Section V. [ '> 1 - Préparation à l'urgence] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Plan Interne d'urgence

57.1 - Préparation et plan interne d'urgence

Le plan interne d'urgence

- prend en compte les situations de longue durée ;

- décrit comment les ressources humaines et matérielles communes à plusieurs installations au niveau du site et si applicable de l'exploitant sont mises en oeuvre ;

- est coordonné entre les différentes parties concernées.

57.2 - Organisation

Le plan d'urgence interne, y compris les arrangements établis avec l'extérieur, reste opérationnel au cas où des infrastructures du site ou dans le voisinage du site sont gravement endommagées.

Les dispositions sont prévues pour maintenir l'occupation des différents postes par du personnel qualifié pendant les situations d'urgence de longue durée.

57.3 - Infrastructures

Les infrastructures d'urgence restent opérationnelles lors de situations accidentelles.

Le centre de coordination pour la gestion de crise sur site est distinct de la salle de commande. Il prévoit les moyens de communication avec la salle de commande, le ou les postes de commande supplémentaires séparés le cas échéant, ainsi qu'avec d'autres points importants du site, et avec les organismes d'intervention sur site et à l'extérieur du site.

57.4 - Formation, entraînement et exercices

Des exercices du plan d'urgence interne comprennent l'utilisation et la connexion des équipements mobiles. Des exercices comprennent des situations affectant simultanément plusieurs installations.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

[ '> 1 - Protection contre les incendies d'origine interne

58.1 - Principes de base de conception

La capacité de mise à l'arrêt du réacteur, d'évacuation de la chaleur résiduelle, de confinement des matières radioactives et de surveillance de l'état du réacteur doit être maintenue pendant et après les incendies.

58.2 - Systèmes de protection anti-incendie

Toutes les zones du réacteur en relation avec la sûreté doivent être couvertes par un système de protection incendie. Le circuit de distribution des hydrants par les bornes d'incendie externes aux bâtiments, les colonnes d'alimentation internes ainsi que les lances d'incendies avec leurs connections et accessoires doivent permettre de couvrir adéquatement ces zones, à l'exception des zones protégées par des dispositifs sans eau. La couverture doit être justifiée par l'analyse de risque d'incendie.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2023-07-21/05 , art. 4, 012; En vigueur : 25-08-2024>

CHAPITRE 4ter. [ '> 1 - Prescriptions de sûreté spécifiques au stockage en surface de déchets radioactifs] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

Section I. [ '> 1 - Gestion de la sûreté nucléaire] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Politique de sûreté

59.1. Principes fondamentaux

L'existence et la gestion du système de stockage ne doivent pas imposer de contraintes excessives aux générations futures.

L'exploitant prend toutes dispositions lors de la conception et pendant les phases de construction, opérationnelle, de fermeture et de contrôle de l'établissement de stockage afin que

1° le niveau de protection des générations futures soit au minimum équivalent à celui requis pour la génération existante au moment de la délivrance de l'autorisation de création et d'exploitation ;

2° les effets prévisibles sur la santé humaine et l'environnement au-delà des frontières nationales ne soient pas plus élevés qu'à l'intérieur de celles-ci ;

3° la sûreté soit assurée pendant les périodes opérationnelle et post-opérationnelle.

59.2. Principes de sûreté

59.2.1. Principe de défense en profondeur

La sûreté d'un système de stockage doit reposer sur un ensemble d'éléments de protection de manière à ce qu'une défaillance technique, humaine ou organisationnelle ne puisse compromettre, à elle seule, la sûreté de l'établissement de stockage.

Dès la conception, l'application du principe de défense en profondeur doit, autant que possible

1° empêcher que l'intégrité des barrières physiques ou des composants qui remplissent une fonction de sûreté, ne soit mise en danger ;

2° préserver les performances des barrières ou composants qui remplissent une fonction de sûreté lorsqu'elles/ils sont sollicité(e)s ;

3° reposer sur la complémentarité et l'indépendance des barrières et/ou fonctions de sûreté des composants.

L'indépendance et la complémentarité des composants, barrières et/ou fonctions de sûreté doivent être assurées par rapport aux sollicitations internes et externes raisonnablement envisageables.

59.2.2. Principe de démontrabilité

Le principe de démontrabilité requiert de

1° démontrer que le système de stockage est réalisable avec le niveau de performance requis ;

2° recourir à des techniques maîtrisées. Lorsque de nouvelles techniques sont développées, leur faisabilité, leur maîtrise et leur fiabilité doivent être démontrées avant leur mise en oeuvre ;

3° démontrer que le niveau de performance du système de stockage et celui de ses composants individuels demeureront suffisants pour assurer la protection de l'homme et de l'environnement, en dépit des perturbations raisonnablement envisageables auxquelles le système de stockage peut être soumis et des aléas de construction et d'exploitation ;

4° gérer les incertitudes.

59.3. Stratégie de sûreté

L'exploitant élabore une stratégie de sûreté pour l'ensemble des périodes de la vie du stockage. Ces périodes comprennent les activités de conception, d'évaluation de sûreté, de surveillance, de construction, de mise en service industrielle, d'exploitation, de mise hors service définitif et de fermeture ainsi que la période post-opérationnelle.

La stratégie de sûreté doit décrire les mécanismes et méthodes concourant à atteindre l'objectif de sûreté et conditionnant sa mise en oeuvre.

Les contraintes liées aux circonstances existantes doivent être identifiées et leurs implications sur la stratégie de sûreté évaluées.

La stratégie de sûreté comprend

1° la stratégie de conception et de réalisation, qui définit l'approche permettant de concevoir et de réaliser un système de stockage sûr, performant et robuste. Elle doit viser à optimiser les capacités d'isolement et de confinement, ainsi que la robustesse vis-à-vis des sollicitations. Les choix de conception et de réalisation, ainsi que les fonctions de sûreté du système de stockage, au cours des différentes phases de la vie du stockage, doivent être identifiés ;

2° la stratégie de gestion, qui définit l'approche permettant de respecter les dispositions réglementaires et d'appliquer les principes fondamentaux, de sûreté et de radioprotection ;

3° la stratégie d'évaluation de sûreté, qui définit l'approche permettant d'évaluer la sûreté et d'établir la confiance dans les méthodes adoptées.

Un règlement technique de l'Agence peut préciser et/ou compléter les exigences minimales vis-à-vis de la stratégie de sûreté.

59.4. Concept de sûreté

Un concept de sûreté doit être établi.

Le concept de sûreté identifie les composants naturels et ouvragés du système de stockage assurant la sûreté, y compris les barrières d'isolement et les barrières de confinement, les fonctions de sûreté qui leur sont assignées ainsi que les performances visées, pour les différentes phases de la vie du stockage.

Le concept de sûreté décrit comment la combinaison de ces composants permet la mise en oeuvre du principe de défense en profondeur lors des différentes phases de la vie du stockage.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Système de gestion

Le système de gestion couvre toutes les activités et processus qui peuvent avoir une influence sur la sûreté opérationnelle et post-opérationnelle du stockage, y compris les activités réalisées par les sous-traitants ou les fournisseurs. Celles-ci concernent notamment les activités de conception, d'évaluation de sûreté, de la période opérationnelle et de la phase de contrôle.

Le système de gestion couvre les conditions normales, les incidents prévisibles et les conditions accidentelles.

Le système de gestion doit décrire les processus garantissant que les déchets radioactifs répondent aux critères de conformité repris dans l'autorisation de création et d'exploitation.

Le système de gestion intègre un système de gestion documentaire destiné à assurer la traçabilité à long terme des informations et données relatives à la sûreté, et des décisions relatives à l'établissement de stockage. Ces informations et données sont tenues à jour jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation et comprennent notamment

1° les caractéristiques du site ;

2° la conception - base de conception ;

3° les données " as built " ;

4° l'historique d'exploitation, y compris les incidents et accidents ;

5° l'inventaire et la localisation des déchets stockés ;

6° l'état du système de stockage après sa fermeture ;

7° le rapport de sûreté.

Ce système de gestion documentaire assure le transfert des connaissances durant les différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Le système de gestion intègre un processus visant à

1° identifier les éventuels conflits entre les prescriptions appartenant à différentes réglementation en vigueur ;

2° informer les autorités compétentes ;

3° les communiquer aux autorités compétentes afin qu'elles puissent les résoudre.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

Section II. [ '> 1 - Conception et Réalisation] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Base de conception et de réalisation

61.1. Fonctions de sûreté

Les fonctions de sûreté du système de stockage doivent au minimum assurer les capacités d'isolement des déchets et de confinement des radionucléides.

Après l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation l'isolement et le confinement doivent être assurés de façon robuste par des moyens exclusivement passifs. Les durées pendant lesquelles l'isolement et le confinement sont assurés afin de garantir la sûreté post-opérationnelle doivent être précisées et argumentées dans le rapport de sûreté.

L'isolement implique que les déchets radioactifs soient éloignés de l'homme et de la biosphère, que des barrières soient interposées entre eux, et que les sollicitations externes susceptibles de dégrader prématurément l'intégrité du système de stockage soient identifiées et minimisées.

Le confinement implique de minimiser à tout instant le relâchement de radionucléides à la sortie des barrières de confinement.

La partie des couches géologiques appartenant aux barrières de confinement ne peut pas contenir d'eau souterraine exploitable ni de ressources naturelles considérées comme économiquement valorisables.

Le contact du déchet avec l'eau qui serait susceptible de favoriser le transfert des radionucléides vers l'homme et l'environnement doit être empêché le plus longtemps possible.

La préservation des capacités d'isolement et de confinement requiert de minimiser les sollicitations internes et externes, de nature physique, chimique et biologique, ainsi que les aléas de construction et d'exploitation, par la combinaison des éléments suivants

1° le choix de la formation hôte et du site ;

2° la conception des composants ouvragés, y compris le choix des matériaux ;

3° les choix de construction et d'exploitation, notamment les techniques employées et le phasage.

Les risques de criticité doivent être exclus au sein du système de stockage et dans son environnement, durant les périodes opérationnelle et post-opérationnelle dans toutes les situations raisonnablement envisageables, tenant compte des incertitudes associées.

61.2. Programme de caractérisation du site et de son environnement

Un programme de caractérisation du site et de son environnement doit être préparé et implémenté. Ce programme fournit les informations nécessaires au rapport de sûreté. La caractérisation doit contribuer à

1° établir l'état de référence du site et de son environnement ;

2° établir la connaissance des propriétés intrinsèques du site et de son environnement ;

3° comprendre l'évolution attendue du site et de son environnement ;

4° identifier et comprendre les évènements et processus qui pourraient altérer l'évolution attendue du système de stockage.

61.3. Conception et réalisation de l'établissement

L'établissement de stockage de déchets radioactifs doit être adapté aux caractéristiques des déchets qui lui sont destinés et au site de stockage.

La conception et la réalisation du système de stockage doivent garantir le respect des fonctions de sûreté pendant les périodes opérationnelles et post-opérationnelles.

La conception et la réalisation du système de stockage doivent garantir que les performances visées seront atteintes. Elles doivent tenir compte de la durée de vie requise des composants et des programmes de maintenance, et de surveillance.

Le système de stockage tel que construit doit présenter des marges de sûreté suffisantes vis-à-vis des incertitudes sur les perturbations de nature physique, chimique et biologique et les aléas de construction et d'exploitation raisonnablement envisageables. Ces marges doivent être proportionnées à l'évolution des risques intrinsèques associés aux déchets stockés.

Le risque d'intrusion humaine dans le système de stockage doit être faible et ce d'autant plus que le danger radiologique des déchets est élevé. Les effets différés associés à une possible intrusion doivent être minimisés. Les dispositions prises à cet effet, ne peuvent en aucun cas compromettre la sûreté du stockage.

La présence et la taille de vides dans le système de stockage dans sa configuration finale ne doivent pas compromettre la sûreté. En particulier, elles ne doivent pas compromettre la stabilité mécanique du système de stockage, ni constituer des trajectoires préférentielles pour les radionucléides et la circulation de l'eau, ni favoriser la prolifération de l'activité microbienne.

Les équipements doivent être conçus et réalisés de sorte à

1° satisfaire aux exigences de radioprotection ;

2° faciliter la maintenance et la réparation ;

3° réduire le plus possible la probabilité de survenance d'incidents et d'accidents ;

4° et à limiter les conséquences des incidents et accidents.

61.4. Récupérabilité

La récupérabilité des déchets doit être assurée par des moyens identiques ou comparables à ceux utilisés pour leur mise en place, et ce jusqu'au démarrage des opérations de remblayage ou de scellement des unités de stockage.

Les dispositions prises à des fins de récupérabilité ne peuvent en aucun cas compromettre la sûreté du système de stockage durant la période opérationnelle et post-opérationnelle.

61.5. Optimisation de la protection

La conception et la réalisation d'un système de stockage doivent optimiser la protection durant la période opérationnelle et post-opérationnelle. Le principe d'optimisation s'applique dès la sélection de la formation hôte.

Dans un règlement technique l'Agence peut préciser les éléments à prendre en considération lors de la sélection de la formation hôte et du site.

61.6 Etablissement de la base de conception

La base de conception doit, pour la période opérationnelle, comprendre l'identification des conditions normales d'exploitation, des incidents de fonctionnement prévus et des accidents découlant des événements initiateurs postulés.

La base de conception doit, pour la période post-opérationnelle, comprendre la description de l'évolution attendue, des évènements initiateurs postulés et des processus de dégradation pouvant affecter la performance des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté.

61.7. Analyse des évènements de la base de conception

Les évènements d'origine interne à prendre en considération dans la conception du système de stockage comprennent les défaillances d'équipements, les sollicitations internes, les erreurs humaines, d'autres risques tels que les incendies, explosions, inondations d'origine interne, ainsi que les évènements qui en découlent.

Les évènements d'origine externe à prendre en considération incluent les évènements d'origine naturelle caractéristiques du site et de son environnement, ainsi que les évènements résultant des activités humaines.

Lors de l'analyse des évènements, on considère que l'évènement initiateur survient au moment et dans les conditions les plus défavorables.

Les incertitudes qui peuvent, dans certaines circonstances, affecter d'une manière significative les résultats doivent être examinées dans l'analyse des évènements initiateurs postulés.

61.8. Instrumentation et systèmes de contrôle

Une instrumentation capable de fournir les informations requises pour exploiter l'installation de manière fiable et sûre, doit être intégrée dans la conception.

Les dispositifs d'instrumentation ne peuvent pas compromettre les performances du système de stockage.

61.9. Alimentation de secours

Les systèmes et composants importants pour la sûreté en période opérationnelle doivent être alimentés par une alimentation de secours appropriée. Cette alimentation doit être capable de leur fournir l'énergie nécessaire afin de garder l'installation dans un état sûr dans toutes les conditions de fonctionnement ou lors d'incidents et accidents, et dans l'hypothèse d'une perte simultanée du réseau externe.

61.10. Revue de la base de conception

La base de conception du système de stockage est revue quand cela s'avère opportun notamment à la suite d'un retour d'expérience ou à la suite de toute autre nouvelle information significative pour la sûreté. Les révisions périodiques sont complémentaires à cette revue de la base de conception. La revue de la base de conception doit permettre d'identifier les éventuels besoins et opportunités d'amélioration de la sûreté.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Classement des structures, systèmes et composants

62.1. Principe

Les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté et leur classe de sûreté sont identifiés et justifiés pour chaque phase de la vie du stockage.

La durée pendant laquelle les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté remplissent les fonctions qui leur sont assignées doit être spécifiée et argumentée sur base du concept de sûreté.

62.2. Mesures de précaution

Des mesures doivent être prévues afin qu'une défaillance de structures, systèmes et composants non classés ne se propage pas à un système, composant ou structure classé.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

Section III. [ '> 1 - Exploitation] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Limites et conditions d'exploitation

63.1. Introduction et portée des limites et conditions d'exploitation

L'exploitant identifie dans le rapport de sûreté les limites et conditions d'exploitation pour les différentes situations (normales et anormales), adaptées aux différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Celles-ci incluent notamment les critères et exigences de conformité

- des déchets et de leur emballage qui garantissent la compatibilité radiologique et physico-chimique des déchets avec le système de stockage ;

- des autres composants du système de stockage leur permettant de remplir les fonctions de sûreté qui leur sont assignées.

63.2. Connaissance des limites et conditions d'exploitation

Les limites et conditions d'exploitation doivent être aisément compréhensibles et leur forme doit être adaptée à l'usage des opérateurs. Elles doivent être aisément accessibles aux opérateurs chargés de l'exploitation.

Les opérateurs chargés de l'exploitation doivent connaître les limites et conditions d'exploitation associées à leurs activités.

Le personnel d'encadrement concerné doit connaître l'esprit et le contenu des limites et conditions d'exploitation, afin que les décisions d'exploitation soient prises par des personnes comprenant l'importance des limites et conditions d'exploitation pour la sûreté.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Prescriptions relatives à la construction et à l'exploitation des installations

64.1. Conformité des déchets ou colis de déchets

Seuls peuvent être acceptés pour mise en stockage les déchets sous forme solide satisfaisant aux critères et aux exigences de conformité repris dans le rapport de sûreté et dans les conditions de création et d'exploitation.

L'exploitant prend toutes dispositions pour que les déchets qui ne satisfont pas aux critères ou aux exigences de conformités soient entreposés temporairement de façon sûre en attente d'une décision quant à leur gestion.

64.2. Inventaire

L'exploitant tient à jour l'inventaire des déchets stockés.

Le détail des informations qui doivent figurer dans l'inventaire est proposé par l'exploitant et transmis à l'autorité de sûreté pour approbation.

Dès que les rapports de réception de toutes les unités de stockage remplies d'une installation et/ou d'un établissement de stockage sont entièrement favorables, l'exploitant transmet à l'autorité de sûreté l'inventaire complet et définitif du contenu de l'installation et/ou de l'établissement de stockage.

64.3. Dispositions en période opérationnelle et en phase de contrôle

Les dispositions prises durant la période opérationnelle et la phase de contrôle ne peuvent pas compromettre la sûreté post-opérationnelle.

La sûreté durant la période opérationnelle et la phase de contrôle doit être assurée, autant que raisonnablement possible, par des moyens passifs.

Les activités liées à la construction, à l'exploitation et à la surveillance de l'établissement de stockage ne doivent pas compromettre la sûreté pendant la période opérationnelle et post-opérationnelle.

Les activités liées à la comptabilité et au contrôle des matières nucléaires ne doivent pas compromettre la sûreté pendant la période opérationnelle et post-opérationnelle.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Gestion du vieillissement

Le programme de gestion du vieillissement tient compte des conditions ambiantes, des processus de maintenance, de la durée de vie assignée aux composants et de la stratégie de tests et de remplacements éventuels auxquels ont été soumis les systèmes, structures et composants sélectionnés.

En période opérationnelle, le programme de gestion du vieillissement doit permettre d'identifier les mécanismes, de déterminer les conséquences possibles, de limiter les principaux effets du vieillissement des structures, systèmes et composants, et de déterminer les activités nécessaires afin de maintenir la disponibilité des fonctions de sûreté et la fiabilité de ces structures, systèmes et composants tout au long de la période opérationnelle.

Pour les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté en période post-opérationnelle, les mécanismes et conséquences possibles du vieillissement doivent être identifiés, et systématiquement analysés dans l'évaluation de la sûreté. Cette analyse doit conduire à s'assurer que les structures, systèmes et composants rempliront effectivement leur fonction pendant leur durée de vie envisagée.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

Les principes et les programmes de maintenance et de surveillance des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté sont adaptés aux différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Procédures de gestion d'accidents

67.1. Etablissement, validation et révision des procédures

L'exploitant établit des procédures de gestion d'accidents d'une manière systématique sur base d'une analyse des risques d'accidents possibles. Les résultats de l'évaluation de sûreté sont exploités dans ce cadre.

Ces procédures doivent être adaptées aux différentes configurations de l'établissement de stockage pendant les différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Les procédures de gestion d'accidents doivent être vérifiées et validées dans la forme sous laquelle elles seront utilisées afin d'assurer leur adéquation technique et leur compatibilité avec les circonstances d'utilisation.

Ces procédures de gestion d'accidents sont actualisées tous les trois ans ou plus tôt si un évènement le justifie.

Les procédures de gestion d'accidents doivent avoir pour but de prendre les dispositions adéquates pour assurer la protection des travailleurs, du public et de l'environnement en

1° maintenant ou ramenant l'installation de stockage dans un état sûr ;

2° évitant une aggravation de la situation ;

3° empêchant ou limitant le plus possible les rejets de substances radioactives dans l'environnement.

67.2. Responsabilités et formation

Le rôle et la responsabilité de chaque intervenant impliqué dans la mise en oeuvre d'une procédure de gestion d'accidents doivent être définis clairement et de manière univoque.

Le personnel concerné par les procédures de gestion d'accidents bénéficie de la formation initiale et des recyclages nécessaires.

La mise en application des procédures de gestion d'accidents fait l'objet d'exercices réguliers planifiés.

67.3. Moyens

L'exploitant doit veiller à la disponibilité du matériel et des moyens d'intervention nécessaires pour exécuter les actions décrites dans les procédures de gestion d'accidents qui lui incombent.

Les procédures de gestion d'accidents peuvent impliquer tous les moyens existants possibles (en rapport ou non avec la sûreté) présents au sein ou à l'extérieur de l'établissement de stockage.

67.4. Gestion post-accidentelle

Après la survenue d'un accident, l'exploitant réévalue, avant d'envisager tout retour en exploitation, la sûreté et investigue dans quelle mesure les fonctions de sûreté et les composants qui les remplissent ont été affectés, en particulier pour les aspects qui relèvent de la sûreté à long-terme. L'exploitant soumet cette réévaluation de sûreté à l'Agence pour approbation.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

Section IV. [ '> 1 - Vérification de la sûreté nucléaire] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Contenu et mise à jour du rapport de sûreté

68.1. Portée et contenu du rapport de sûreté

Le rapport de sûreté couvre les période opérationnelle et post-opérationnelle. Un plan des activités durant ces périodes doit être établi.

Il comporte au moins les éléments visés à l'article 4.1, premier alinéa, point 7 de l'arrêté royal portant régime d'autorisation des établissements de stockage de déchets radioactifs.

Le rapport de sûreté, y inclus l'évaluation de sûreté, démontre que la politique de sûreté visée à l'article 59 est appliquée.

Le rapport de sûreté contient une synthèse des raisonnements multiples visant à démontrer la sûreté opérationnelle et post-opérationnelle du stockage ainsi qu'une évaluation du niveau de confiance atteint.

Le rapport de sûreté propose, si nécessaire, pour la phase après l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation, l'instauration de servitudes relatives à la restriction d'usage des sols et/ou des eaux souterraines autour de l'installation de stockage ainsi que les moyens pour les mettre en oeuvre.

68.2. Evaluation de la sûreté

L'évaluation de la sûreté vise à démontrer que

1° les performances du système de stockage sont, pour chaque phase de la vie du stockage, proportionnées aux risques présentés par les déchets ;

2° l'impact radiologique sur l'homme et l'environnement est acceptable pour toutes les situations d'évolution normale ou altérée raisonnablement envisageables ;

3° le système de stockage et ses composants présentent une robustesse suffisante vis-à-vis des perturbations raisonnablement envisageables auxquelles ils pourraient être soumis ;

4° le système de stockage résulte de la mise en oeuvre du principe de l'optimisation de la protection contre les rayonnements ionisants ;

5° les incertitudes ont été étudiées et un programme approprié est mis en oeuvre pour les gérer.

L'évaluation de la sûreté doit considérer l'exposition des personnes professionnellement exposées et des personnes du public résultant de l'exploitation en conditions normales, prévisibles et accidentelles.

L'évaluation de la sûreté comporte notamment

1° une évaluation de l'impact radiologique, à l'aide d'indicateurs appropriés, en fonction de la phase considérée et des incertitudes associées. L'Agence peut préciser les indicateurs à utiliser ;

2° une analyse de sûreté qui vise à évaluer la capacité du système de stockage à assurer la protection de l'homme et de l'environnement face aux dangers liés aux déchets, y compris pour la période post-opérationnelle, au travers d'une évaluation des performances du système de stockage et de ses composants ;

3° des études de sensibilité et des études d'incertitudes ;

4° une analyse globale des risques.

L'évaluation de la sûreté doit s'appuyer sur l'état de l'art, ainsi que sur une connaissance et une compréhension suffisantes du système de stockage dans son environnement. Ces connaissances résultent des résultats des programmes de recherche et développement, de caractérisation, de modélisation et de surveillance. Dans le but de pouvoir confirmer les hypothèses utilisées dans l'évaluation de sûreté, les informations relatives à l'évolution des propriétés intrinsèques de la formation hôte et de son environnement sont collectées tout au long des différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

L'évaluation de la sûreté doit considérer un ensemble de scénarios représentatifs des comportements possibles du système de stockage. L'ensemble de ces scénarios doit couvrir toutes les évolutions possibles du système et de son environnement.

Les scénarios suivants seront en particulier considérés

1° un scénario représentatif de l'évolution attendue du système de stockage ;

2° des scénarios représentatifs des évolutions non attendues mais raisonnablement possibles du système de stockage et/ou de son environnement ;

3° des scénarios d'intrusion humaine ;

4° des scénarios pénalisants destinés à calculer l'impact radiologique enveloppe des impacts associés aux différents états possibles du stockage lorsque l'évolution de ses performances ne peut plus être évaluée de façon fiable.

L'Agence peut préciser dans un règlement technique ses exigences minimales vis-à-vis de l'évaluation de la sûreté concernant notamment la connaissance et la compréhension du système de stockage et de son environnement, les scénarios et les critères de radioprotection correspondants, valeurs de référence et indicateurs de radioprotection associés.

68.3. Mise à jour du rapport de sûreté

La mise à jour du rapport de sûreté concerne notamment l'état actuel de l'établissement, le cadre règlementaire, l'inventaire des déchets mis en stockage, l'expérience acquise, les résultats du programme de surveillance et du résultat des révisions périodiques. La compatibilité des mises à jour avec la stratégie de sûreté doit être démontrée.

Les mises à jour doivent être réalisées aussitôt que raisonnablement possible en fonction de l'importance des modifications et des connaissances nouvelles pour la sûreté.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Révisions périodiques

Les critères de conformité relatifs aux déchets radioactifs, aussi bien que les contrôles pour démontrer la conformité des déchets, doivent être réévalués lors des révisions périodiques du rapport de sûreté.

La fréquence des révisions périodiques est fixée dans l'autorisation de création et d'exploitation et peut varier selon la phase de la vie de l'établissement de stockage de déchets radioactifs et selon le type d'établissement.

Les révisions périodiques incluent notamment la révision

1° de l'expérience opérationnelle et, plus spécifiquement, les aspects liés à la protection radiologique ;

2 ° des critères de conformité et des contrôles qualité des déchets ;

3° de la connaissance relative à la période post-opérationnelle ;

4° des hypothèses du rapport de sûreté afin de confirmer leur validité ;

5° de la conformité avec les exigences règlementaires.] '> 1

----------

( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

Section V. [ '> 1 - Préparation à l'urgence] '> 1

----------

( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Protection contre les incendies d'origine interne

Le circuit d'extinction, y inclus ses équipements, connexions et accessoires, doit permettre de couvrir adéquatement toutes les zones de l'établissement de stockage. Cette couverture doit être justifiée par l'analyse de risque d'incendie.] '> 1

----------

( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

Section VI. [ '> 1 - Autres Prescriptions] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Surveillance

71.1. Programme de surveillance

L'exploitant décrit le programme de surveillance dans le rapport de sûreté et le met en oeuvre jusqu'à la levée du contrôle règlementaire. Ce programme a notamment pour objectif d'acquérir un ensemble complet et pertinent de données contribuant à

1° vérifier le respect des exigences réglemen-taires et les conditions de l'autorisation de création et d'exploitation ;

2° vérifier que le système de stockage se comporte tel que prévu, en particulier par le suivi des paramètres donnant des informations sur l'évolution du système de stockage et de son environnement par rapport à l'état de référence initial ;

3° vérifier que les hypothèses et les modèles utilisés lors de l'évaluation de la sûreté sont cohérents avec les conditions constatées ;

4° supporter les décisions liées à la sûreté ;

5° détecter les relâchements éventuels de radionucléides dans l'environnement et suivre leur évolution et leur impact radiologique.

Ce programme établit l'état de référence avant le début de la construction de l'établissement de stockage. L'état de référence doit contenir les informations permettant d'évaluer l'incidence de la construction et de l'exploitation de l'établissement de stockage sur son environnement.

Le programme de surveillance doit être réévalué périodiquement et, le cas échéant, adapté, notamment lors du passage d'une phase à l'autre de la vie de l'établissement de stockage et lors de l'observation d'une évolution non prévue.

Les conséquences de dysfonctionnements éventuels des dispositifs de surveillance doivent être évaluées. Dès la conception, il y a lieu

1° d'établir les limites et conditions d'utilisations des dispositifs de mesures ;

2° d'établir les moyens de détection pour détecter les dysfonctionnements, ainsi que les procédures associées ;

3° d'identifier les possibilités de réparation et/ou de remplacement en cas de dysfonctionnement d'un dispositif de mesure ;

4° d'établir un programme de calibration des instruments de mesure.

Les opérations et activités réalisées dans le cadre de la surveillance ne peuvent en aucun cas compromettre les performances du système de stockage.

Les accès au système de stockage réalisés dans le cadre de la surveillance doivent être remblayés et scellés dès que possible après la fin de leur utilisation, et au plus tard lors de la fermeture de l'installation de stockage, avec une qualité assurant le niveau de confinement et d'isolement requis.

71.2. Analyse des résultats du programme de surveillance

Dans le cas où les résultats du programme de surveillance mettent en évidence un écart par rapport aux attentes décrites dans le rapport de sûreté, l'exploitant est tenu d'en identifier la cause, d'en évaluer l'incidence sur la sûreté, de mettre en oeuvre les éventuelles mesures correctrices nécessaires et d'en informer l'Agence.] '> 1

----------

( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Rapport d'activités

L'exploitant est tenu d'établir régulièrement des rapports d'activités. La fréquence est fixée dans l'autorisation de création et d'exploitation.

Ce rapport comporte

1° un bilan des activités exercées ;

2° l'inventaire mis à jour des déchets stockés ;

3° un bilan des doses reçues par les travailleurs ;

4° une synthèse des résultats du programme de surveillance ;

5° un bilan des incidents et accidents survenus et des mesures prises pour éviter qu'ils se reproduisent ;

6° le cas échéant le bilan des rejets liquides et gazeux de l'établissement ;

7° toute information complémentaire demandée par l'Agence.

L'exploitant transmet le rapport à l'Agence, ainsi qu'un résumé, suivant la table de matières fixée par l'Agence, aux communes avoisinantes où il peut être consulté par la population.] '> 1

----------

( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Mise en configuration finale

Une installation de stockage doit être mise dans sa configuration finale dès que possible, sans toutefois compromettre les objectifs du programme de surveillance.] '> 1

----------

( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 1 - Prescriptions spécifiques aux établissements de stockage en surface de déchets radioactifs

74.1. Contenu en radionucléides

Le contenu en radionucléides susceptible de conduire à un impact sur la protection de la population et l'environnement contre les risques des rayonnements ionisants après l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation doit être réduit autant que possible.

74.2. Durée de la phase de contrôle

La durée de la phase de contrôle proposée par l'exploitant ne peut excéder 300 ans à compter du scellement de la dernière unité de stockage.

L'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation doit pouvoir intervenir au plus tard 350 ans après la première confirmation de l'autorisation de création et d'exploitation.

74.3. Couverture

Une couverture doit être mise en place à l'issue du scellement de l'ensemble des unités de stockage d'une installation de stockage de déchets radioactifs en surface.

74.4. Performance d'isolement

L'isolement doit être assuré a minima jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation par l'exploitant.] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2024-05-07/11 , art. 4, 011; En vigueur : 01-09-2024>

CHAPITRE 5. - Dispositions finales

[ 3 Art. 75 .] '> 3 Dispositions pénales

Les infractions au présent arrêté sont recherchées, constatées et poursuivies conformément aux dispositions de la loi du 15 avril 1994 relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire.

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( 1 )<AR 2018-05-29/11 , art. 17, 004; En vigueur : 28-06-2018>

( 2 )<AR 2023-07-21/05 , art. 5, 012; En vigueur : 25-08-2024>

( 3 )<AR 2024-05-07/11 , art. 5, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ 4 Art. 76 .] '> 4 Entrée en vigueur

Le présent arrêté entre en vigueur le premier jour du troisième mois qui suit sa publication au Moniteur belge, à l'exception des articles 7.6 et 21.2 premier alinéa qui rentrent en vigueur le 1er janvier 2013 [ '> 1 ...] '> 1 .

[ '> 1 ...] '> 1

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( 1 )<AR 2014-12-19/88 , art. 3, 002; En vigueur : 02-02-2015>

( 2 )<AR 2018-05-29/11 , art. 17, 004; En vigueur : 28-06-2018>

( 3 )<AR 2023-07-21/05 , art. 5, 012; En vigueur : 25-08-2024>

( 4 )<AR 2024-05-07/11 , art. 5, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ 8 Art. 77 .] '> 8 [ '> 1 Dispositions transitoires

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont aux articles 17.3, 17.4 troisième et quatrième alinéas, 29.1 premier, deuxième, troisième, cinquième et huitième alinéas, 29.3 premier, quatrième et sixième alinéas et 32.2 à partir du 1er janvier 2016.

[ '> 4 [ '> 6 Les modifications de la conception requises par les articles 20, 21, et 21/1 pour ce qui concerne les phénomènes naturels sont effectuées suivant le processus de revue de conception prévu à l'article 22/1 et suivant un planning de mise en oeuvre tel que prévu à l'article 14.3] '> 6 .

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont aux articles 24, deuxième et troisième alinéas ; 28, premier alinéa point g) et deuxième alinéa à partir du 1er juin 2020.

Les piscines de désactivation des réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 29.1 premier alinéa à partir du 1er juin 2021 en ce qui concerne les événements d'origine interne et à partir du 1er juin 2022 en ce qui concerne les événements d'origine externe.

[ '> 5 A la date du rapport de synthèse visé à l'article 14.2, troisième alinéa, les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 29.1, premier alinéa, en ce qui concerne les événements d'origine externe, ceci pour autant que ces réacteurs nucléaires feront encore l'objet d'une nouvelle période d'exploitation pour laquelle des actions correctrices et des actions d'amélioration pourront être effectuées en application de l'article [ '> 6 14.3] '> 6 . Les actions résultant de la réalisation initiale de ces études seront jointes au plan d'actions de la révision périodique de sûreté] '> 5 .

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 29.1 dernière phrase du deuxième alinéa là partir du 1er janvier 2021 et à l'article 29.1 quatrième alinéa à partir du 1er janvier 2026.] '> 4

Les autres établissements de la classe I tels que définis à l'article 3.1 a) du Règlement général et qui étaient autorisés avant le 1er janvier 2011 satisfont aux articles 8.2 à 8.4, 9.2 à 9.6, 10.1 à 10.3, 12.2, 12.3, 17.1 à 17.6 à partir du 1er janvier 2016 et aux articles 7.3 à 7.6 à partir du 1er janvier 2019.] '> 1

[ '> 3 Les installations en exploitation ou auxquelles une autorisation de création et d'exploitation a été délivrée avant le 1er juin 2017, satisfont aux sections II et III du chapitre 4 à partir du 1er juin 2019.

Pour cette date, les exploitants de ces installations doivent introduire auprès de l'Agence une proposition motivée concernant le taux nominal prédéfini d'utilisation de leurs installations d'entreposage en conditions d'exploitation normale, ou les installations d'entreposages alternatives tel que décrits aux articles 34, septième alinéa et 36, deuxième alinéa. Celle-ci tient compte des circonstances existantes.

[ '> 6 Les modifications de la conception requises par l'article 21/2 et par les dispositions de l'article 21/1 relatives aux agressions externes causées par des activités humaines, sont effectuées suivant un planning de mise en oeuvre tel que prévu à l'article 14.3.

Les établissements de classe I tels que définis à l'article 3.1 a) du Règlement général satisfont à partir du 1er janvier 2025 aux articles 5.1, premier, deuxième troisième et cinquième alinéas ; 10.1, deuxième et quatrième alinéas ; 17.2, deuxième alinéa et 17.4 troisième alinéa tel que modifié par l'article 16 de l'arrêté royal du 21 décembre 2023.

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 32.3 premier et troisième alinéas à partir du 1er janvier 2025. ] '> 6

Sur demande motivée de l'exploitant avant le 1er décembre 2018 et avec accord de l'Agence, l'entrée en vigueur des dispositions des articles 34, septième alinéa et 36, deuxième alinéa peut être reportée au 1er juin 2020.] '> 3

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( 1 )<Inséré par AR 2014-12-19/88 , art. 4, 002; En vigueur : 02-02-2015>

( 2 )<AR 2018-05-29/11 , art. 17, 004; En vigueur : 28-06-2018>

( 3 )<AR 2018-05-29/11 , art. 18, 004; En vigueur : 28-06-2018>

( 4 )<AR 2020-02-19/01 , art. 38, 006; En vigueur : 09-03-2020>

( 5 )<AR 2022-07-03/09 , art. 3, 008; En vigueur : 12-08-2022>

( 6 )<AR 2023-12-21/16 , art. 24, 009; En vigueur : 25-01-2024>

( 7 )<AR 2023-07-21/05 , art. 5, 012; En vigueur : 25-08-2024>

( 8 )<AR 2024-05-07/11 , art. 5, 011; En vigueur : 01-09-2024>

[ '> 4 Art. 78.] '> 4 [ '> 1 Disposition exécutoire

Notre Ministre qui a l'Intérieur dans ses attributions est chargé de l'exécution du présent arrêté. ] '> 1

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( 1 )<Inséré par AR 2014-12-19/88 , art. 5, 002; En vigueur : 02-02-2015>

( 2 )<AR 2018-05-29/11 , art. 17, 004; En vigueur : 28-06-2018>

( 3 )<AR 2023-07-21/05 , art. 5, 012; En vigueur : 25-08-2024>

( 4 )<AR 2024-05-07/11 , art. 5, 011; En vigueur : 01-09-2024>

Signatures

Donné à Bruxelles, le 30 novembre 2011.

ALBERT

Par le Roi

La Ministre de lIntérieur,

Mme A. TURTELBOOM

Préambule

ALBERT II, Roi des Belges,

A tous, présents et à venir, Salut.

Vu la loi du 15 avril 1994 relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire, modifiée par les arrêtés royaux du 7 août 1995 et du 22 février 2001, ainsi que par les lois des 12 décembre 1997, 15 janvier 1999, 3 mai 1999, 10 février 2000, 19 juillet 2001, 31 janvier 2003, 2 avril 2003, 22 décembre 2003, 20 juillet 2005, 15 mai 2007 et 22 décembre 2008, articles 3 et 28;

Vu l'arrêté royal du 20 juillet 2001 portant règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants;

Vu la Directive 2009/71/EURATOM du Conseil des Communautés européennes du 25 juin 2009 établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires;

Vu l'avis du Conseil supérieur de la Santé, donné le 2 février 2011;

Vu l'avis du Conseil supérieur pour la Prévention et la Protection au travail, donné le 10 février 2011;

Vu l'avis de l'Inspection des Finances, donné le 13 juillet 2011;

Vu l'avis 50.241/3 du Conseil d'Etat rendu le 11 octobre 2011, en application de l'article 84, § 1, premier alinéa, 1° des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973;

Sur la proposition de Notre Ministre de l'Intérieur et de l'avis de Nos Ministres qui en ont délibéré en Conseil,

Nous avons arrêté et arrêtons

Fiche des modifications

Arrêté royal du 07-05-2024 publié le 24-05-2024

Articles modifiés

1; 2; 59; 60; 61; 62; 63; 64; 65; 66; 67; 68; 69; 70; 71; 71; 72; 73; 74

Arrêté royal du 22-04-2024 publié le 08-05-2024

Articles modifiés

2; 7

Arrêté royal du 21-12-2023 publié le 15-01-2024

Articles modifiés

1; 2; 3/1; 5; 5.1; 5.2; 5.3; 5.5; 5.7; 10.1; 10.2; 14.3; 16.4; 17.4; 20.3; 21.2; 21/1; 21/2; 24; 28; 32.3; 61; 30

Arrêté royal du 21-07-2023 publié le 25-08-2023

Articles modifiés

1; 2; 42 - 58; 59; 60; 61; 62

Arrêté royal du 03-07-2022 publié le 02-08-2022

Articles modifiés

30; 44

Arrêté royal du 02-06-2021 publié le 22-06-2021

Articles modifiés

4.1; 5.1; 5.2; 5.5; 7.5; 15.1

Arrêté royal du 19-02-2020 publié le 28-02-2020

Articles modifiés

1; 4.1; 4.3; 6.1; 7.3; 7.4; 10.1; 10.2; 10.3; 13.2; 16.2; 17.3; 20.1; 20.2; 20.3; 20.4; 20.5; 20.6; 20.7; 20.7.1-20.7.3; 20.8.1; 20.9; 21; 21/1; 22/1; 24; 27.1; 27.2; 27.5; 28; 29.1; 30; 31.1; 44

Arrêté royal du 09-10-2018 publié le 19-10-2018

Articles modifiés

1; 3; 3/1; 3/2; 5.7; 7.1; 7.2; 7.3; 7.4; 8.4; 11.1; 14.1; 14.2; 16.1; 16.2; 20.2; 20.5; 20.6; 20.7.2; 20.7.4; 20.8.2; 20.8.3; 20.8.4; 20.9; 21.1; 21.2; 21.3; 21.4; 27.1; 27.5; NL29.3; 30

Arrêté royal du 29-05-2018 publié le 18-06-2018

Articles modifiés

1; 2; 16; 33; 34; 35; 36; 37; 38; 39; 40; 41

Arrêté royal du 10-08-2015 publié le 28-08-2015

Articles modifiés

1; 2; 17/1; 17/2; 17/3; 17/4; 17/5; 17/6; 17/7; 17/8; 17/9; 17/10; 17/11; 17/12;

Arrêté royal du 19-12-2014 publié le 23-01-2015

Articles modifiés

2; 34; 35; 36

Rapport au Roi

RAPPORT AU ROI

Sire,

La Belgique dispose sur son territoire, de réacteurs nucléaires destinés à la production d'électricité. Comme ces réacteurs sont initialement tous basés sur une technologie américaine (type réacteur à eau sous pression), des règles et normes de sûreté d'origine étrangères (principalement américaines) ont été adoptées aussi bien pour la conception de ces installations que pour leur exploitation. Le développement de telles règles requiert toujours un investissement important en moyens humains, qu'il était, au moment du démarrage du programme électronucléaire, difficile de mobiliser pour un pays comme la Belgique.

La réglementation actuelle en vigueur, à savoir l'arrêté royal du 20 juillet 2001 portant règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements , a été délivré en application de la loi du 15 avril 1994 relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de contrôle nucléaire. Comme le titre de cet arrêté le met en évidence, celui-ci traite essentiellement de prescriptions relatives à la radioprotection des personnes se trouvant dans un environnement où existe un risque de rayonnements accru. Ceci était déjà le cas de l'arrêté royal du 28 février 1963, portant exactement le même tire, et sur base duquel toutes les installations nucléaires furent construites, autorisées et exploitées, jusqu'à ce que cet arrêté fut remplacé, en septembre 2001, par l'arrêté actuellement en vigueur.

Néanmoins, il ne doit pas en être déduit qu'il n'y a pas de règles contraignantes en place dans le contexte belge pour assurer un haut niveau de sûreté : ces règles sont énoncées pour chaque installation en particulier dans ce qui est dénommé le rapport de sûreté. Les demandes d'autorisation des établissements nucléaires de la catégorie de risque la plus élevée, dont font partie les centrales nucléaires, doivent, suivant le Règlement général, être accompagnées d'un rapport de sûreté, dont le contenu est réglementairement fixé. L'autorisation de création et d'exploitation, qui, pour ces établissements, prend la forme d'un arrêté royal, impose la conformité des installations et des pratiques aux descriptions du rapport de sûreté. Le rapport de sûreté fait partie intégrante des documents qui constituent l'autorisation de création et d'exploitation de l'établissement. Ce rapport doit être maintenu constamment à jour par l'exploitant. De plus, l'autorisation de création et d'exploitation de l'établissement soumet les installations à une révision décennale, dans le but d'évaluer en profondeur la sûreté des installations en regard des standards européens et internationaux en vigueur.

Le Conseil Scientifique des Rayonnements Ionisants, établi suivant l'article 37 de la loi relative à l'Agence a comme tâche d'évaluer les demandes d'autorisation de création et d'exploitation des installations nucléaires. Les demandes de modification ou d'extension des établissements autorisés sont également analysées par le Conseil. Le Conseil base son évaluation sur les normes internationales en vigueur en sûreté nucléaire. Le Conseil Scientifique est le successeur de la Commission Spéciale, mise en place par le règlement de 1963, et est donc le gardien des décisions de son prédécesseur. Il faut rappeler que le 15 décembre 1975, la Commission Spéciale a approuvé un document important, concernant les règles de sûreté applicables pour les centrales futures. Le passage suivant en est extrait

"Sans préjudice des dispositions prévues par le Règlement général pour la Protection des Travailleurs et des Populations contre le Danger des Radiations ionisantes, les règles publiées ou adoptées par l'United States Atomic Energy Commission (USAEC) et la Nuclear Regulatory Commission (NRC) et relatives à la protection des personnes contre le danger des radiations, sont appliquées.... Le Rapport de Sûreté identifie, motive et justifie en ce qui concerne la sûreté, les dérogations demandées vis-à-vis des dispositions obligatoires des règles américaines; il identifie les différences vis-à-vis des dispositions non impératives de ces règles et en explicite les incidences en ce qui concerne la sûreté. Toutefois, des dispositions additionnelles ou s'écartant des règles américaines peuvent être admises ou imposées par l'Autorité belge..."

De ce qui précède, il apparaît que la réglementation belge a délégué la détermination des règles de sûreté à appliquer en pratique, d'abord à la Commission Spéciale, puis ensuite au Conseil Scientifique, plutôt que de spécifier elle-même ces règles. En outre, c'est via l'élaboration d'un rapport de sûreté, la mise à jour constante de celui-ci par l'exploitant et par le système des révisions décennales qu'un processus pratique a été mis en place pour définir les règles de sûreté, évoluant en permanence, auxquelles l'installation doit satisfaire et l'état de l'installation doit se conformer. La faiblesse de l'approche belge réside dans le fait que les règles en matière de sûreté nucléaire ne sont pas établies de manière transparente ni dans des textes réglementaires opposables à des tiers.

Finalement, dans le contexte actuel, il est opportun de pouvoir disposer d'une réglementation qui promeut une politique de sûreté d'un très haut niveau et une amélioration continue de celle-ci.

2. L'initiative WENRA

Bien que ces spécificités belges qui sont exposées à chaque réunion d'examen de la Convention sur la Sûreté Nucléaire n'aient jamais donné lieu à des remarques critiques, il existe une tendance internationale de promouvoir des réglementations plus explicites, accessibles au public et de nature générale. La Belgique fut encouragée, comme d'autres pays, lors de la réunion des parties contractantes à la Convention en 2008, à développer sa propre réglementation sur base des initiatives de WENRA (Western European Nuclear Regulators Association). Le rapport de sûreté, spécifique à chaque unité nucléaire, a été considéré comme insuffisant, compte tenu du caractère non public, partiellement opposable et insuffisamment générique de celui-ci.

Le groupement indépendant WENRA est composé des autorités de sûreté de tous les états membres de l'union européenne possédant des réacteurs en exploitation ainsi que de la Suisse. Ce groupement trouve son origine dans les programmes d'assistance aux pays de l'Europe de l'Est dans la période précédant leur accession à l'Union européenne, dans le but d'améliorer la sûreté de leurs installations nucléaires. Depuis 1999, un groupe de travail est actif dans le giron de WENRA pour les réacteurs de puissance, après avoir constaté le besoin d'une certaine harmonisation des approches en matière de sûreté nucléaire dans les divers états membres européens.

Le résultat des travaux de ce groupe ont amené à la sélection d'environ trois cent niveaux de référence en sûreté des réacteurs nucléaires existants. Une version préliminaire de ces niveaux fut éditée en 2006, la version finale en 2008. L'origine de ces niveaux de référence se trouve dans les nombreux guides et normes de sûreté que l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA) a édités en la matière. Ces niveaux de référence concernent uniquement les réacteurs de production d'électricité existants, c'est-à-dire de 2 e génération. Les nouveaux réacteurs de 3 e génération tels que " l'European Pressurized Reactor " (EPR) en étant exclus.

Parallèlement à la sélection des niveaux de référence, des exercices nationaux de benchmarking furent effectués. Pour chaque pays, il fut examiné comment les niveaux de référence étaient implémentés dans la réglementation nationale et comment ils étaient effectivement mis en oeuvre en pratique par l'exploitant. Le résultat de cette évaluation fut assez particulier concernant la situation belge : l'exercice montra que la grande majorité des niveaux de référence étaient mis en oeuvre sur le terrain tandis que du point de vue réglementation, la situation était inversée. En effet, les Rapports de sûreté des installations n'ont pas été considérés comme implémentation réglementaire valable, selon les critères de transparence WENRA, des niveaux de référence.

Fin 2004, les responsables des autorités de sûreté membres du groupement WENRA se sont engagés à prendre les initiatives nécessaires afin d'harmoniser leurs approche réglementaires en sûreté sur la base des niveaux de référence de WENRA, avec comme date butoir fin 2010.

Pour la mise en oeuvre de cet engagement, deux initiatives de grande ampleur furent entreprises au niveau belge

- Un plan d'action pratique a été mis sur pied par l'exploitant des centrales nucléaires, dans le but d'assurer le respect l'ensemble des niveaux de référence. Bien que de nombreuses actions d'ampleur soient déjà réalisées à ce jour, certaines actions d'implémentation portant sur le long terme ne seront totalement mises en oeuvre qu'à l'horizon 2015.

- Un plan d'action réglementaire fut démarré mi 2007, piloté par l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire.

Le présent arrêté est le résultat concret de ce plan d'action réglementaire. Dans le futur, dans le but de pouvoir étendre l'applicabilité de certaines prescriptions de sûreté à d'autres installations, cet arrêté a été structuré en deux parties. Une première partie générique (comprenant les articles 3 à 17), applicable à plusieurs types d'installations nucléaires, est suivie par une seconde partie (comprenant les articles 18 à 32) spécifiquement applicable à un type d'installation, actuellement les réacteurs de puissance. D'autres parties spécifiques déclinant des prescriptions de sûreté applicables à d'autres types d'installations, viendront compléter cet arrêté dans le futur. Dans ce but, le chapitre 4 est déjà réservé aux prescriptions de sûreté spécifiques qui seront applicables aux établissements de stockage définitif de déchets radioactifs (voir l'article 2 de l'arrêté). De même, la partie comprenant les prescriptions génériques pourra être étendue dans le futur à d'autres thèmes de sûreté actuellement non couverts pour suivre les évolutions pertinentes en la matière.

3. Transposition partielle de la Directive Européenne 2009/71/Euratom

La Directive 2009/71/Euratom du 25 juin 2009 établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires impose aux états membres de disposer d'un cadre législatif et réglementaire pour la surveillance de la sûreté des installations du cycle du combustible nucléaire dont font partie les réacteurs nucléaires de production d'électricité. La date limite pour la transposition de cette directive en droit belge est fixée au 22 juillet 2011. Les articles 6 et 7 de cette directive formulent des exigences particulières que les exploitants de ces installations se doivent de respecter. Ce fut l'occasion de transposer ces dispositions spécifiques de la directive en droit national : elles figurent parmi les prescriptions de sûreté énoncées dans la partie générique (chapitre 2).

Les autres articles de la Directive 2009/71/Euratom sont déjà transposés en grande partie soit par la loi du 15 avril 1994 relative à l'Agence fédérale soit par le Règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre les dangers des rayonnements ionisants.

4. Champ d'application de l'arrêté.

Comme précisé plus haut, les niveaux de référence WENRA ont été originellement développés pour les réacteurs de puissance. L'ensemble des prescriptions de l'arrêté s'applique donc pour les réacteurs. La partie générique (le chapitre 2) des prescriptions de sûreté s'applique également aux établissements de stockage définitif de déchets radioactifs, tel le futur dépôt en surface de déchets de catégorie A qui sera situé à Dessel (décision du conseil des Ministres du 23 juin 2006).

De plus, afin de rencontrer les exigences des articles 6 et 7 de la Directive 2009/71/Euratom dont le champ d'application est plus large que les réacteurs de puissance, il a été nécessaire d'étendre le champ d'application de certains articles à l'ensemble des établissements de la classe I tels que décrits dans le Règlement général.

5. Avis du Conseil d'état.

Le Conseil d'état a rendu son avis, le 11 octobre 2011 sur le projet d'arrêté. Cet avis n° 50.241/3 se trouve en annexe du présent rapport.

6. Une réglementation par objectifs

Si en pratique une réglementation ne peut spécifier uniquement des objectifs ou à l'inverse être totalement prescriptive, l'arrêté se veut plutôt être une règlementation par objectifs, fixant les buts plutôt que les moyens pour y parvenir. Cette approche laisse la responsabilité première et entière à l'exploitant en matière de sûreté nucléaire, et correspond aux pratiques internationales de règlementation en la matière. Ceci permet d'une part de laisser à l'exploitant la mise en oeuvre concrète des moyens pour parvenir à l'objectif et d'autre part, cela permet à l'exploitant de mettre en oeuvre une approche graduée en fonction du risque présenté par son installation. En effet, l'ampleur des moyens mis en oeuvre sera à priori plus importante pour les installations à risque élevé que pour les installations à risque faible. Dans le cadre de cette réglementation par objectifs, l'action de l'autorité de sûreté consistera d'une part à vérifier que l'exploitant a bien mis en place les processus nécessaires pour atteindre les objectifs, et d'autre part à vérifier la performance de ces processus.

Comme le fait remarquer le Conseil d'Etat (point n° 5 de son avis), ce type de réglementation est compatible avec les prescriptions de la Directive 2009/71/Euratom, elle-même inspirée par des dispositions internationales exprimées en termes d'objectifs.

En complément de l'avis du Conseil d'Etat, il faut souligner que la recherche des infractions aux dispositions de cet arrêté (article 33) rentre dans la cadre de la loi du 15 avril 1994, celle-ci proposant un large éventail de sanctions (et donc pas uniquement pénales), permettant une approche graduée en termes de sanctions. Ce système de sanctions s'allie adéquatement à une réglementation par objectifs.

7. Les dispositions de l'arrêté

Comme le souligne l'avis du Conseil d'Etat, l'arrêté trouve sa base légale dans les articles 3 et 28 de loi du 15 avril 1994.

Cette réglementation imposant des obligations réglementaires envers l'exploitant, le contrôle du respect de ces dispositions rentre dans le cadre des missions du service de contrôle physique (article 23 du Règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants). A un second niveau, le contrôle du service de contrôle physique rentre dans les attributions de l'Agence qui a délégué cette tâche à sa filiale Bel V.

Il est important de préciser que ces prescriptions ne concernent que la sûreté nucléaire qui adresse spécifiquement le risque lié aux dangers des rayonnements ionisants. La sûreté classique ou les activités, tâches, équipements ou installations, membres du personnel non concernés directement ou indirectement, par la sûreté nucléaire ne sont pas visés par les prescriptions énoncées. Il est également à souligner que cette réglementation spécifique à la sûreté nucléaire s'exerce sans préjudice des autres réglementations liées à la sûreté industrielle classique, mais complète celles-ci.

Les prescriptions de sûreté, aussi bien pour la partie spécifique que générique (voir le point n° 2 ci-dessus), sont réparties suivant cinq sections. Cette structure a montré qu'elle était assez universelle et adaptée à une approche générale de la sûreté pour différentes activités et installations nucléaires. Elle se prête bien à des extensions futures selon le besoin, l'évolution des normes et les réalités de terrain.

Les différentes sections contiennent les articles suivants

Section 1re : Gestion de la sûreté