Étude de cas Option « Nucléaire et radioprotection · 2019. 6. 5. · document(s) lui conseillez-vous de lire en priorité si une demande de création était formulée ? Elément(s)

EXAMEN PROFESSIONNEL IIM 2019 – SUJET « NUCLEAIRE ET RADIOPROTECTION » 1/53

Étude de cas

Option « Nucléaire et radioprotection »

Le présent sujet comporte deux parties : la première relative à la sûreté nucléaire, la seconde relative à la radioprotection. Chaque partie compte pour la moitié des points. Chacune des parties comporte plusieurs exercices, dont des études de cas. Il est attendu que le candidat traite l’ensemble des questions, les études de cas comptant pour une part plus importante des points. Il appartient donc au candidat de gérer son temps en conséquence.

Lorsque des calculs sont nécessaires pour répondre à une question, la réponse du candidat sera rédigée de manière à expliciter le raisonnement suivi pour déterminer les calculs à réaliser. Pour les exercices de la partie relative à la radioprotection, l’usage d’une calculatrice est autorisé.

Partie sûreté nucléaire Partie radioprotection

o Exercice n° 1 : Principaux acteurs en matière de sécurité nucléaire (4 questions)

o Exercice n° 2 : Anticipation des accidents pouvant survenir sur une INB et de leur gestion (1 question)

o Exercice n° 3 : Justifications à produire par un exploitant souhaitant créer une nouvelle installation nucléaire de base (1 question)

o Exercice n° 4 (étude de cas) : Robustesse d’un système face aux défaillances ou aux agressions susceptible de l’affecter (3 questions)

o Exercice n° 5 (étude de cas) : Appropriation d’un avis de l’IRSN et préparation de la lettre de l’ASN exprimant la position de l’ASN (4 questions)

o Exercice n° 6 : Textes de référence (4 questions)

o Exercice n° 7 : Utilisation d’une source radioactive de 32P (2 questions)

o Exercice n° 8 : Utilisation d’une source radioactive de 60Co (5 questions)

o Exercice n° 9 (étude de cas) : Société manipulant des détecteurs de fumée à chambre d’ionisation (2 questions)

o Exercice n° 10 (étude de cas) : Gammagraphie, radioprotection en condition de chantier (6 questions)

o Exercice n° 11 (étude de cas) : Accélérateurs de particules utilisés pour le contrôle de fret : zonage mis en œuvre lors des contrôles (2 questions)

o Exercice n° 12 (étude de cas) : Situations accidentelles : conséquences d’un incendie sur l’exposition des personnes (2 questions)


PREMIERE PARTIE « sûreté nucléaire »

Première section : questions d’ordre général

Exercice n° 1 : Principaux acteurs en matière de sécurité nucléaire Plusieurs dispositions législatives et réglementaires définissent l’organisation de l’État français et les responsabilités des industriels en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection. On les trouve notamment dans le code de l’environnement, le code de la santé publique, le code du travail, le code de la défense. Ces dispositions touchent tant au fonctionnement habituel des installations nucléaires de base (INB) que lors de la gestion d’accidents.

Elément(s) bibliographique(s) :

Annexe 1 (pages 14 à 20) – Extraits du code de l’environnement (partie législative) Annexe 2 (pages 21 à 32) – Extraits du code de l’environnement (partie réglementaire)

Question 1.1 : Citer les principaux points communs et différences entre sécurité nucléaire, sûreté nucléaire et radioprotection. Proposer une représentation graphique de ces concepts.

Question 1.2 : Citer au moins quatre acteurs institutionnels locaux, autre que l‘exploitant d’une installation nucléaire de base (INB), impliqués dans tout ou partie des procédures réglementaires afférentes à la vie d’une INB.

Question 1.3 : Quelles sont les prérogatives respectives du Gouvernement et de l’ASN en matière de définition de la réglementation technique générale des INB ?

Question 1.4 : Lors d’une situation d’urgence radiologique, quels sont les rôles respectifs de l’exploitant de l’INB à l’origine de cette situation et du préfet ainsi que les deux principaux documents, qui définissent opérationnellement leurs actions respectives ?

Exercice n° 2 : Anticipation des accidents pouvant survenir sur une INB et de leur gestion La sûreté nucléaire implique une démarche de défense en profondeur visant à imaginer les accidents pouvant survenir sur une INB, définir les dispositions de conception et d’exploitation propres à prévenir ces accidents, prévoir les actions ou principes d’action qui seraient appliqués si l’accident survenait.


Annexe 1 (pages 14 à 20) – Extraits du code de l’environnement (partie législative) Annexe 2 (pages 21 à 32) – Extraits du code de l’environnement (partie réglementaire)

Question 2.1 : Citer 3 documents appelés par la réglementation, destinés tant aux équipes d’exploitation de l’installation nucléaire qu’aux pouvoirs publics, pour identifier les accidents susceptibles de survenir, les dispositions prises pour prévenir leur survenue et limiter leurs conséquences et indiquer quand, du point de vue des procédures administratives, ces documents doivent être disponibles lorsqu’une nouvelle INB est créée puis débute son fonctionnement.


Exercice n° 3 : Justifications à produire par un exploitant souhaitant créer une nouvelle installation nucléaire de base (INB) A l’occasion de votre présence dans un centre d’information du public d’une centrale nucléaire normande, un riverain fait état d’articles de presse mentionnant l’éventuelle construction d’un nouveau réacteur EPR. Ancien juriste, il vous interpelle sur le contenu du dossier administratif, décrit à l’article R.593-16 du code de l’environnement, qui doit être déposé par le futur exploitant ainsi que sur l’implication des riverains.

N’étant pas un ingénieur mais souhaitant comprendre les implications d’une nouvelle INB à proximité de son domicile, notamment pour les nuisances qu’elle provoque ou les risques d’accidents qu’elle implique, quel(s) document(s) lui conseillez-vous de lire en priorité si une demande de création était formulée ?


Annexe 2 (pages 21 à 32) – Extraits du code de l’environnement (partie réglementaire)

Question 3.1 : Parmi l’ensemble des documents constituant le dossier de demande d’autorisation de création, quel(s) est(sont) le(s) document(s), ou partie(s) d’un document, que vous lui conseillez de lire en priorité et pourquoi ? Vous listerez, par ordre de priorité de lecture, au plus 4 documents.

Seconde section : études de cas

Exercice n° 4 : Robustesse d’un système face aux défaillances ou aux agressions susceptibles de l’affecter En termes de conception, une approche permettant de créer un système robuste aux défaillances est l’application du critère de défaillance unique.

La fonction de sûreté du système « Bidule » est d’injecter de l’eau vers le récipient B. Le système est composé d’un réservoir d’eau (Réservoir A) et de pompe(s) et vanne(s) manuelles ou motorisées.

Cette fonction doit notamment être assurée en cas de défaillance d’un unique composant mécanique actif – c’est-à-dire nécessitant de changer de position (vanne ou pompe) – de ce système. L’exploitant, lors du dossier d’option de sûreté, envisage plusieurs architectures. Elles sont résumées dans les diagrammes ci-dessous.

Option 1

Option 2


Option 3

Option 4

Option 5

Option 6

Option 7

Option 8

Question 4.1 : Quelle(s) option(s) d’architecture permet(tent) de remplir la fonction d’injection d’eau malgré une défaillance unique active ? Pourquoi ?

L’IRSN vous informe que, au-delà de la défaillance unique active, le système devrait pouvoir continuer à être efficace en cas de fuite importante sur un tronçon, voire de rupture d’un tronçon, de tuyauterie. Ces défaillances, qui concernent des parties statiques d’un système (tuyauterie, réservoir…), sont appelées des défaillances passives. Un tronçon de tuyauterie est considéré comme séparant 2 organes (pompe, vanne, réservoir ou récipient) ou séparant un organe et une intersection entre deux tuyauteries (un « T »).

Question 4.2 : Quelle(s) option(s) d’architecture permet(tent) de remplir la fonction d’injection d’eau dans une situation où une unique défaillance unique active serait cumulée avec une unique rupture d’un tronçon d’une tuyauterie ? Pourquoi ?

En examinant plus en détail les risques de l’installation, il apparaît que l’injection d’eau dans le récipient B est une fonction cruciale à assurer, en tout temps, sous peine d’arriver à un accident de type Fukushima.


Question 4.3 : Quelle(s) option(s) d’architecture permet(tent) de remplir la fonction d’injection d’eau dans le récipient B en supposant une unique défaillance unique active cumulée avec une unique défaillance passive d’un composant du système ? Pourquoi ?

Exercice n° 5 : Appropriation d’un avis de l’IRSN et préparation de la lettre de l’ASN exprimant la position de l’ASN Dans le cadre de votre cursus d’habilitation d’inspecteur, vous effectuez un stage à la Division de Lyon de l’ASN. Votre tuteur vous remet une copie de l’avis IRSN 2017-00316 du 6 octobre 2017 concernant le réacteur RHF exploité par l’ILL. Cet avis porte sur une modification des barres de sécurité (BS) qui sont des éléments importants pour la sûreté du réacteur.

Votre tuteur vous demande de prendre connaissance de l’avis et de préparer la lettre de l’ASN exprimant la position de l’ASN sur cette modification.


Annexe 3 (pages 33 à 37) - Arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base

Annexe 4 (pages 38 à 43) - Avis IRSN 2017-00316 du 6 octobre 2017 - Institut Laue Langevin, réacteur à haut flux (INB n° 67), modification de l’absorbant des barres de sécurité

Annexe 5 (page 44) - Eléments techniques complémentaires émis par l’IRSN sur la qualification du code MCNP

Annexe 6 (page 45) - Informations générales sur le réacteur à haut flux (RHF)

Question 5.1 : Quel(s) sujet(s) ont plus particulièrement été analysés par l’IRSN ? Pourquoi ces sujets sont-ils pertinents pour la sûreté ?

Question 5.2 : Au regard de l’ensemble de l’avis de l’IRSN, préparer un extrait de la lettre ASN résumant le but et les principales modalités de la modification, les enjeux de sûreté et la position de l’ASN sur la mise en œuvre de la modification, soit telle que proposée par l’ILL, soit dans des conditions différentes (2 pages maxi). Le texte résumera les éventuels points faisant l’objet de remarques/demandes de l’ASN mais renverra à des annexes où seraient détaillées ces points (ces annexes ne sont pas à rédiger, à l’exception de celle objet de la question 5.3). Le texte devra cependant rester compréhensible sans ces annexes.

Question 5.3 : Préparer un extrait de la lettre ASN traitant de l’utilisation du code MCNP. Cet extrait (1 page maxi) rappellera à quoi sert le code MCNP et la position de l’ASN, compte tenu de l’avis émis par l’IRSN, sur l’utilisation de ce code et les résultats qu’il délivre. Vous veillerez à insérer une référence réglementaire détaillée permettant de fonder chaque demande.

Question 5.4 : Vous remettez votre projet de lettre à votre supérieur et vous lui en résumer oralement la teneur (cf. question 5.2). Il vous demande si des éléments de votre instruction pourraient amener à une position opposée de l’ASN. Que lui répondez-vous ? Si vous identifiez certains éléments, quels arguments ont fait pencher la balance pour la position inscrite dans la lettre ?


SECONDE PARTIE « radioprotection »

Première section : questions d’ordre général

Exercice n° 6 : Textes de référence

Une activité nucléaire est encadrée par des textes de différentes natures définissant les exigences applicables.

Question 6.1 : Pour les catégories de textes listées ci-dessous (1 à 10), identifier pour chacun l’acteur national, européen et international (a à g) dont il relève. La réponse attendue est sous la forme : « chiffre », « lettre ».

Catégories de textes Émetteur du texte

1 Lois a AFNOR

2 Recommandations b ASN

3 Normes NF c Gouvernement (ministères)

4 Décrets d AIEA

5 Décisions réglementaires à caractère technique e Parlement

6 Arrêtés f Union Européenne (EURATOM, Commission Européenne…)

7 Basic safety standard (BSS) g CIPR

8 Directives/Règlements européens

9 Autorisation individuelle d’utilisation du 32P

10 Traités

Question 6.2 : Citer les principaux codes français mis à jour au titre de la transposition en droit français de la « Directive 2013/59/EURATOM du Conseil du 5 décembre 2013 fixant les normes de base relatives à la protection sanitaire contre les dangers résultant de l'exposition aux rayonnements ionisants […] ».

Question 6.3 : Citer les principes de base de la radioprotection repris par la réglementation française.

Question 6.4 : Citer 2 des corps d’inspecteur (ou types d’inspecteur) susceptibles de contrôler des dispositions relatives à la radioprotection.

Exercice n° 7 : Utilisation d’une source radioactive de 32P Un laboratoire de recherche utilise du phosphore 32 sous forme de source radioactive non scellée. Il détient une source mère de 1 GBq ; son volume étant de 50 ml. Il s’agit d’une activité nucléaire encadrée par la réglementation.

Un arrêté du 17 juillet 2013 définit notamment des exigences relatives à la dosimétrie des travailleurs susceptibles d’être exposés en fonction des caractéristiques des rayonnements émis par une source radioactive.


Question 7.1 : Compte tenu des caractéristiques d’émission du 32P, l’employeur est-il susceptible de mettre en place une dosimétrie à lecture différée (ancienne terminologie : dosimétrie passive) pour l’opérateur manipulant cette source radioactive au sein de ce laboratoire ? Justifier votre réponse.

Lors du marquage d’un échantillon, l’opérateur s’est contaminé la main avec 1 goutte de la solution mère. Une goutte fait environ 0,05 ml. Lors de cet incident le temps de contact sur la peau a été estimé à 2,5 s. L’exposition au niveau de la main de cet opérateur cumulée sur les 12 derniers mois est de 1 mSv.

Question 7.2 : Calculez l’exposition résultant de la goutte. Indiquez si la limite d’exposition réglementaire de la peau d’un travailleur est dépassée.

Eléments(s) bibliographiques(s)

Annexe 7 (pages 46 à 47) - Fiches récapitulatives sur certains radionucléides

Annexe 9 (page 50) - Extraits de la partie réglementaire du code du travail

Annexe 11 (page 53) - Extraits de l’arrêté du 17 juillet 2003 relatif à la dosimétrie des travailleurs

Exercice n° 8 : Utilisation d’une source radioactive de 60Co Un industriel, qui ne détient aucune autre source radioactive, souhaite acquérir une source radioactive métallique de cobalt 60 qu’il utilisera à des fins d’irradiation. Dans ce cas, le seuil d’exemption correspond à l’activité au-dessus de laquelle l’utilisation de cette quantité de radionucléide relève d’une autorisation délivrée par l’ASN au titre du code de la santé publique. Au-dessous son utilisation est exemptée d’autorisation.

Question 8.1 : Lister les principales émissions de ce radionucléide et leurs énergies. Indiquer la période radioactive de ce radionucléide.

Question 8.2 : S’il s’agit d’une source de 60Co de 1 µg, l’utilisation de cette source radioactive relève-t-elle d’un régime d’autorisation ou est-elle exemptée d’autorisation ?

Question 8.3 : Définir la « période radioactive ». Si la source de 60Co a une activité initiale de 400 MBq, combien de temps faudrait-il attendre pour avoir une activité de 100 MBq ?

Question 8.4 : Quel est le risque d’exposition principal créé par cette source ?

Question 8.5 : Comment peut-on se protéger de ce type de risque d’exposition (trois réponses sont attendues) ?


Annexe 7 (page 46 à 47) - Fiches récapitulatives sur certains radionucléides

Annexe 8 (page 48 à 49) – Extraits de la partie réglementaire du code de la santé publique


Seconde section : études de cas

Exercice n° 9 : Société manipulant des détecteurs de fumée à chambre d’ionisation

Une société assure la maintenance de détecteurs de fumée à chambre d’ionisation (DFCI) composés pour certains de sources radioactives de 241Am. Elle assure le démontage du détecteur et son nettoyage, la vérification des composants électroniques puis le remontage. Elle entrepose également des DFCI contenant des sources radioactives de 226Ra.

Dans le cadre de ces activités, les travailleurs sont confrontés à un risque d’exposition externe et potentiellement interne. Ils sont équipés de dosimètres à lecture différée (ancienne dénomination : dosimètres passifs) et de dosimètres opérationnels. La société a récemment réaménagé ses locaux.

En préparant une inspection que vous mènerez prochainement chez cette société, la société vient de vous transmettre le plan de ses locaux, tels que réaménagés (voir plan en page suivante), et le zonage radiologique qu’elle a mis en place. Oralement, l’exploitant vous a précisé que :

la zone contrôlée verte comporte plusieurs espaces : un laboratoire de production, une salle de test, un magasin d’entreposage, le « bureau 1 » utilisé de manière permanente par des commerciaux, le « bureau 2 » utilisé de manière permanente par une personne assurant les missions de PCR et de chef de laboratoire, etc.

la porte extérieure située en haut à gauche du plan du bâtiment est en permanence fermée ; elle n’est utilisée qu’en cas d’évacuation d’urgence.

le seul accès à la zone contrôlée verte est via le « SAS », classé en zone surveillée.

Question 9.1 : Le zonage radiologique appelle-t-il des commentaires de votre part ? Pourquoi ?

Lors d’une inspection, vous constatez que le tableau d’entreposage des dosimètres à lecture différée est installé à l’intérieur du SAS et que les dosimètres opérationnels sont disponibles dans le « bureau 1 ».

Question 9.2 : Ces constats appellent-ils des remarques de votre part ?



Annexe 10 (pages 51 à 52) - Extraits de l’arrêté du 15 mai 2006 modifié relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées…



Exercice n° 10 : Gammagraphie, radioprotection en condition de chantier Lors de contrôles des soudures d’une conduite de gaz réalisés au milieu d’un champ avec un gammagraphe (appareil utilisé pour réaliser des radiographies de soudures de tuyau, le gammagraphe figure dans la liste des appareils relevant de l’article R. 4451-61 du code du travail) contenant une source scellée de 1.8 TBq d’Iridium 192, un balisage doit être mis en place par les opérateurs. Ce balisage matérialise la zone où l’accès est interdit à toute personne étrangère au chantier, y compris les opérateurs lorsque la source n’est pas en position de sécurité dans le gammagraphe.

Lors de la réalisation d’une radiographie, la source radioactive se trouve dans l’embout d’irradiation qui n’offre aucune protection biologique particulière. Hors utilisation la source se trouve en position de sécurité à l’intérieur du gammagraphe.

Sur cette conduite de gaz, cinq contrôles de soudures seront réalisés, avec la source en position d’irradiation. Ces contrôles dureront respectivement : t1=20 min, t2=15 min, t3=10 min, t4=5 min et t5=40 min.

La période radioactive de 192 Ir est T= 73.8 jours. Ce radionucléide émet des rayonnements gamma de constante spécifique Cγ=0,135 mGy.h-1.GBq-1 à 1 m.




Annexe 10 (pages 51 à 52) - Extraits de l’arrêté du 15 mai 2006 modifié relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées…

Question 10.1 : Un seul opérateur est présent pour réaliser les contrôles cités dans l’énoncé. Au regard de la réglementation que pensez-vous de la situation ?

Question 10.2 : En tant qu’inspecteur de la radioprotection quelles sont vos attentes en termes de formation spécifique pour cet opérateur ( 5 lignes maximum comprenant des éléments réglementaires justifiant votre réponse) ?

Manivelle

Embout d’irradiation

Câble de télé-commande Gammagraphe

Gaine d’éjection


Question 10.3 : Le débit de dose instantané attendu en limite de balisage est de 2.5 µSv/h. À quelle distance de la source radioactive faut-il positionner le balisage ? (arrondir la valeur que vous avez trouvée).

Lors du cinquième contrôle (t5) pour lequel le balisage ci-dessus a été mis en place, l’opérateur constate qu’un passant a franchi le balisage et se trouve à l’intérieur du balisage.

Question 10.4 : Quelle réaction auriez-vous face à cette situation si vous étiez opérateur ?

Après discussion avec le passant, il apparaît que ce franchissement était motivé par l’ampleur du détour que le passant aurait dû faire pour éviter la zone.

Question 10.5 : Dans le cas où ce contrôle de canalisation serait réalisé en ville, que proposeriez-vous afin de limiter les contraintes associées au balisage ?

En application de la réglementation sur le transport de substances radioactives, un gammagraphe obturé et verrouillé (donc avec la source radioactive en position de sécurité) comportant une source radioactive d’activité nominale et associé à une boîte « CEGEBOX » est un colis de type B. Son transport est possible en respectant la réglementation associée. La société de gammagraphie se rend chez un client, situé à une trentaine de kilomètres de l’établissement où sont stockés les gammagraphes. Ce client (une fonderie) dispose d’un atelier dédié pour effectuer des contrôles non destructifs de pièces métalliques.

À la fin du dernier contrôle de soudure, un incident se produit ayant pour conséquence d’empêcher l’obturation et le verrouillage du gammagraphe, chargé d’une source de 1.8 TBq d’192 Ir. Les critères requis pour demeurer un colis de type B ne sont donc plus remplis et le gammagraphe, même associé à la « CEGEBOX », ne peut être transporté dans cet état.

En revanche, au regard de la protection apportée par le CEGEBOX, l’entreprise pourra le transporter en tant que colis de type A si l’activité de la source devient inférieure ou égale à 1 TBq.

Question 10.6 : Au bout de combien de temps un transport en colis de type A pourra-t-il être réalisé ?


Exercice n° 11 : Accélérateurs de particules utilisés pour le contrôle de fret : zonage mis en œuvre lors des contrôles Le camion scanner HCV-Mobile (HCVM) est destiné à réaliser sur chantier des radiographies X d’ensembles de transport de gros gabarits : poids-lourds, containers, etc. Il permet une inspection, dite non destructive, des chargements transportés, notamment par les services des Douanes afin de détecter des cargaisons illicites.

Dans son principe, le dispositif est constitué par un portique supportant d'un côté le bloc générateur électrique de rayonnement (accélérateur d’électrons bombardant une cible en tungstène produisant ainsi des rayons X) et de l'autre, un ensemble de détection formant deux colonnes d'acquisition, l'une verticale et l'autre horizontale.

(Cf. photographie ci-contre)

Lors d’une acquisition, le poids lourd à contrôler est fixe et situé au niveau du bras articulé du HCVM. Pour réaliser un scan, le HCVM se déplace de quelques dizaines de mètre. Cette translation assure une radiographie complète du véhicule et de son chargement. Ce type de dispositif est utilisé en situation de chantier.

Lors d’une inspection, vous contrôlez les conditions d’utilisation d’un HCVM qui réalise des contrôles sur un grand parking. Une zone de sécurité radiologique, appelée « zone d’opération », doit être mise en place par l’utilisateur.


Annexe 10 (page 51 à 52) - Extraits de l’arrêté du 15 mai 2006 modifié relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées …

Question 11.1 : Préciser ce que réglementairement vous devriez observer en termes d’affichage et de balisage en limite de cette zone d’opération lorsque vous vous approchez du chantier alors que le HCVM émet des rayons X.

Lors de cette inspection, vous constatez que la zone d’opération, de forme rectangulaire, est délimitée uniquement par 4 balises infrarouges (la photographie ci-contre montre l’une d’elles au premier plan) qui, lors d’un franchissement du faisceau infrarouge, provoquent l’arrêt de l’émission de rayonnements X.


Question 11.2 : Ce constat appelle-il des remarques de votre part ?

Exercice n° 12 : Situations accidentelles : conséquences d’un incendie sur l’exposition des personnes Une société utilise dans son atelier un appareil équipé d’une source radioactive pour contrôler l’épaisseur d’un produit au cours de sa fabrication.

À la suite d’un incendie considéré comme un « événement significatif dans le domaine de la radioprotection » (ESR), un « compte rendu d’événement significatif dans le domaine de la radioprotection » vous est adressé. Il décrit l’incident suivant :

Une source de 5 GBq de strontium-90 – yttrium-90 est piégée dans un incendie, on suppose qu’il provoque la destruction de l’enveloppe de la source. L’atelier dans lequel se trouve la machine de contrôle d’épaisseur contenant cette source a un volume de 250 m3.

Le temps d’évacuation du personnel de l’ensemble de l’atelier est de 5 minutes.

En outre, il rappelle les données suivantes :

Le débit respiratoire d’une personne est considéré à 1.2 m3.h-1 ; Pour le strontium-90 - yttrium-90, la dose efficace engagée par unité d’incorporation (DPUI) est de

3 10-7 Sv.Bq-1.

Question 12.1 : Proposez une évaluation de l’activité inhalée (« incorporée ») par les travailleurs présents en considérant que 100% de l’activité est répandue de façon instantanée et homogène dans l’air du local.

Question 12.2 : Proposez une évaluation de la dose efficace engagée, par exposition interne, du personnel. Commentez en 4 lignes maximum la valeur trouvée.





ANNEXE 1

Extraits du code l’environnement (partie législative)

Titre IX : La sécurité nucléaire et les installations nucléaires de base

Chapitre Ier : Dispositions générales relatives à la sécurité nucléaire

Article L. 591-1

La sécurité nucléaire comprend la sûreté nucléaire, la radioprotection, la prévention et la lutte contre les actes de malveillance ainsi que les actions de sécurité civile en cas d'accident.

La sûreté nucléaire est l'ensemble des dispositions techniques et des mesures d'organisation relatives à la conception, à la construction, au fonctionnement, à l'arrêt et au démantèlement des installations nucléaires de base ainsi qu'au transport des substances radioactives, prises en vue de prévenir les accidents ou d'en limiter les effets.

La radioprotection est la protection contre les rayonnements ionisants, c'est-à-dire l'ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l'environnement.

Article L. 591-2

L'Etat définit la réglementation en matière de sécurité nucléaire et met en œuvre les contrôles nécessaires à son application.

Il veille à ce que la réglementation en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection, ainsi que son contrôle, soient évalués et améliorés, le cas échéant, en tenant compte de l'expérience acquise dans le cadre de l'exploitation, des enseignements tirés des analyses de sûreté nucléaire effectuées pour des installations nucléaires en exploitation, de l'évolution de la technologie et des résultats de la recherche en matière de sûreté nucléaire, si ceux-ci sont disponibles et pertinents.

Article L. 591-3

L'exercice d'activités comportant un risque d'exposition des personnes aux rayonnements ionisants doit satisfaire aux principes énoncés aux articles L. 1333-2 et L. 1333-3 du code de la santé publique et au II de l'article L. 110-1 du présent code.

Article L. 591-4

Les personnes exerçant des activités nucléaires définies au 1° de l'article L. 1333-1 du code de la santé publique doivent en particulier respecter la règle selon laquelle les responsables de ces activités supportent le coût des mesures de prévention, notamment d'analyses, ainsi que des mesures de réduction des risques et des rejets d'effluents que prescrit l'autorité administrative en application des chapitres Ier à III, V et VI du présent titre.

Article L. 591-5

L'exploitant d'une installation nucléaire de base ou la personne responsable d'un transport de substances radioactives est tenu de déclarer, dans les meilleurs délais, à l'Autorité de sûreté nucléaire et à l'autorité administrative, les accidents ou incidents survenus du fait du fonctionnement de cette installation ou de ce transport qui sont de nature à porter une atteinte significative aux intérêts mentionnés à l'article L. 593-1.

Cette déclaration tient lieu de celle prévue à l'article L. 1333-13 du code de la santé publique, lorsqu'elle est requise.


Chapitre II : L'Autorité de sûreté nucléaire et l'Institut de radioprotection et de sûreté

nucléaire

Section 4 : Attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire

Sous-section 1 : Attributions et missions de contrôle

Article L. 592-19

L'Autorité de sûreté nucléaire est compétente dans les domaines suivants :

1° Les installations nucléaires de base mentionnées à l'article L. 593-1, dans les conditions prévues par les chapitres Ier, III et VI du présent titre, la section 2 du chapitre V du titre II du livre Ier et des textes pris pour leur application ;

2° Le transport de substances radioactives, dans les conditions prévues par le chapitre Ier, la section 1 du chapitre V, le chapitre VI du présent titre et les textes pris pour leur application ;

3° Les équipements sous pression nucléaires mentionnés à l'article L. 595-2, dans les conditions prévues par la section 2 du chapitre V, le chapitre VI du présent titre et les textes pris pour leur application ;

4° Les activités nucléaires mentionnées à l'article L. 1333-1 du code de la santé publique, dans les conditions prévues par le chapitre III du titre III du livre III de la première partie de ce code, le chapitre Ier du titre V du livre IV de la quatrième partie du code du travail et les textes pris pour leur application.

Article L. 592-20

L'Autorité de sûreté nucléaire peut prendre des décisions réglementaires à caractère technique pour compléter les modalités d'application des décrets et arrêtés pris dans ses domaines de compétence mentionnés à l'article L. 592-19, à l'exception de ceux ayant trait à la médecine du travail.

Ces décisions sont soumises à l'homologation par arrêté des ministres concernés. Les arrêtés d'homologation ainsi que les décisions homologuées sont publiés au Journal officiel de la République française.

Article L. 592-21

L'Autorité de sûreté nucléaire prend les décisions individuelles qui lui sont attribuées par les lois et règlements dans les domaines de sa compétence : à ce titre, elle reçoit les déclarations, procède aux enregistrements, accorde les autorisations, édicte les prescriptions et délivre les agréments.

Article L. 592-22

L'Autorité de sûreté nucléaire assure le contrôle du respect des règles générales et des prescriptions particulières dans ses domaines de compétence mentionnés à l'article L. 592-19.

Elle dispose, sous réserve des compétences de la commission des sanctions, des pouvoirs de contrôle et de sanction prévus au chapitre VI du présent titre et aux chapitres III et VII du titre III du livre III de la première partie du code de la santé publique.

Article L. 592-23

Lorsque l'importance particulière des risques ou inconvénients le justifie, l'Autorité de sûreté nucléaire peut prescrire au responsable d'une activité qu'elle contrôle la réalisation, aux frais de celui-ci, d'analyses critiques d'un dossier, d'expertises, de contrôles ou d'études par des organismes extérieurs experts choisis en accord avec elle ou qu'elle agrée.

Article L. 592-24

L'Autorité de sûreté nucléaire organise une veille permanente en matière de radioprotection sur le territoire national.

Sous-section 2 : Autres attributions

Article L. 592-25

L'Autorité de sûreté nucléaire est consultée sur les projets de décret et d'arrêté ministériel de nature réglementaire relatifs à la sécurité nucléaire.

Article L. 592-26

Les avis rendus par l'Autorité de sûreté nucléaire en application de l'article L. 592-25 sont réputés favorables s'ils ne sont pas rendus dans un délai de deux mois. Ce délai peut être réduit, en cas d'urgence motivée, par l'autorité administrative saisissant l'Autorité de sûreté nucléaire.


Un décret en Conseil d'Etat fixe les délais au-delà desquels les avis de l'Autorité de sûreté nucléaire, qui seraient requis obligatoirement en application d'une autre disposition du présent titre, sont réputés favorables en l'absence d'une réponse explicite.

Article L. 592-27

L'Autorité de sûreté nucléaire rend publics les avis et décisions délibérés par son collège dans le respect des règles de confidentialité prévues par la loi, notamment par le chapitre IV du titre II du livre Ier et par le livre III du code des relations entre le public et l'administration.

Article L. 592-28

L'Autorité de sûreté nucléaire adresse au Gouvernement ses propositions pour la définition de la position française dans les négociations internationales dans les domaines de sa compétence.

Elle participe, à la demande du Gouvernement, à la représentation française dans les instances des organisations internationales et communautaires compétentes en ces domaines.

Article L. 592-28-1

L'Autorité de sûreté nucléaire coopère dans ses domaines de compétence avec les autorités compétentes des autres Etats. A la demande de ces dernières, elle peut fournir des prestations de conseil et peut mener des missions d'appui technique dans le cadre de conventions, qui peuvent prévoir le remboursement des frais exposés.

L'Autorité de sûreté nucléaire peut examiner la conformité des options de sûreté des modèles d'installations nucléaires destinées à l'exportation aux obligations applicables en France au même type d'installation. Elle est saisie selon les modalités prévues au premier alinéa de l'article L. 592-29 et elle rend publiques les conclusions de cet examen.

Article L. 592-29

A la demande du Gouvernement, des commissions compétentes de l'Assemblée nationale et du Sénat ou de l'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques, l'Autorité de sûreté nucléaire formule des avis ou réalise des

études sur les questions relevant de sa compétence.

A la demande des ministres chargés de la sûreté nucléaire ou de la radioprotection, elle procède à des instructions techniques relevant de sa compétence.

Article L. 592-30

A la demande de l'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques, le président de l'Autorité de sûreté nucléaire leur rend compte des activités de celle-ci.

Sous-section 3 : Situations d'urgence radiologique

Article L. 592-32

L'Autorité de sûreté nucléaire est associée à la gestion des situations d'urgence radiologique résultant d'événements de nature à porter atteinte à la santé des personnes et à l'environnement par exposition aux rayonnements ionisants et survenant en France ou susceptibles d'affecter le territoire français. Elle apporte son concours technique aux autorités compétentes pour l'élaboration, au sein des plans d'organisation des secours, des dispositions prenant en compte les risques résultant d'activités nucléaires prévues aux articles L741-1 à L741-6 du code de la sécurité intérieure.

Lorsque survient une telle situation d'urgence, elle assiste le Gouvernement pour toutes les questions de sa compétence. Elle adresse aux autorités compétentes ses recommandations sur les mesures à prendre sur le plan médical et sanitaire ou au titre de la sécurité civile. Elle informe le public de l'état de l'installation à l'origine de la situation d'urgence, lorsque celle-ci est soumise à son contrôle, et des éventuels rejets dans l'environnement et de leurs risques pour la santé des personnes et pour l'environnement.

Article L. 592-33

Pour l'application des accords internationaux ou des réglementations de l'Union européenne relatifs aux situations d'urgence radiologique, l'Autorité de sûreté nucléaire est compétente pour assurer l'alerte et l'information des autorités des Etats tiers ou pour recevoir leurs alertes et informations.


Chapitre III : Installations nucléaires de base

Section 1 : Définitions et principes généraux

Article L. 593-1

Les installations nucléaires de base énumérées à l'article L. 593-2 sont soumises au régime légal défini par les dispositions du présent chapitre et du chapitre VI du présent titre en raison des risques ou inconvénients qu'elles peuvent présenter pour la sécurité, la santé et la salubrité publiques ou la protection de la nature et de l'environnement.

Elles ne sont soumises ni aux dispositions du chapitre unique du titre VIII du livre Ier, ni des articles L. 214-1 à L. 214-6 du présent code ni à celles du titre Ier du présent livre.

Elles sont également exclues du champ du régime de déclaration, d'enregistrement ou d'autorisation mentionné à l'article L. 1333-8 du code de la santé publique, dans les conditions définies au II de l'article L. 1333-9 du même code.

Article L. 593-2

Les installations nucléaires de base sont :

1° Les réacteurs nucléaires ;

2° Les installations, répondant à des caractéristiques définies par décret en Conseil d'Etat, de préparation, d'enrichissement, de fabrication, de traitement ou d'entreposage de combustibles nucléaires ou de traitement, d'entreposage ou de stockage de déchets radioactifs ;

3° Les installations contenant des substances radioactives ou fissiles et répondant à des caractéristiques définies par décret en Conseil d'Etat ;

4° Les accélérateurs de particules répondant à des caractéristiques définies par décret en Conseil d'Etat ;

5° Les centres de stockage en couche géologique profonde de déchets radioactifs mentionnés à l'article L. 542-10-1.

Article L. 593-3

Lorsqu'ils sont nécessaires à l'exploitation d'une installation nucléaire de base, les équipements et installations qui sont implantés dans son périmètre défini en application des articles L. 593-8 ou L. 593-

14, y compris ceux qui sont inscrits à l'une des catégories comprises dans une des nomenclatures prévues aux articles L. 214-2 et L. 511-2, sont réputés faire partie de cette installation et sont soumis aux dispositions du présent chapitre et du chapitre VI du présent titre.

Article L. 593-4

Pour protéger les intérêts mentionnés à l'article L. 593-1, la conception, la construction, le fonctionnement, la mise à la fermeture et le démantèlement des installations nucléaires de base ainsi que l'arrêt définitif, l'entretien et la surveillance des installations de stockage de déchets radioactifs sont soumis à des règles générales applicables à toutes ces installations ou à certaines catégories d'entre elles.

Ces règles générales, qui peuvent prévoir des modalités d'application particulières pour les installations existantes, sont fixées par arrêté du ministre chargé de la sûreté nucléaire.

Article L. 593-5

L'autorité administrative peut instituer autour des installations nucléaires de base, y compris des installations existantes, des servitudes d'utilité publique concernant l'utilisation du sol et l'exécution de travaux soumis à déclaration ou autorisation administrative. Ces servitudes peuvent également concerner l'utilisation du sol sur le terrain d'assiette de l'installation et autour de celui-ci, après déclassement ou disparition de l'installation nucléaire de base. Elles sont instituées après avis de l'Autorité de sûreté nucléaire, dans les conditions et selon la procédure prévues par les articles L. 515-8 à L. 515-12.

L'enquête publique prévue à l'article L. 515-9 est en ce cas réalisée conformément aux dispositions du chapitre III du titre II du livre Ier sous les réserves suivantes. Si les servitudes sont relatives à une installation nouvelle, l'enquête publique peut être organisée conjointement avec celle prévue aux articles L. 593-8 et L. 593-9.

L'Autorité de sûreté nucléaire, l'exploitant et le maire de la commune intéressée peuvent assister à la réunion du conseil départemental de l'environnement et des risques sanitaires et technologiques qui examine le projet et y présenter des observations.


Article L. 593-6

I. – L'exploitant d'une installation nucléaire de base est responsable de la maîtrise des risques et inconvénients que son installation peut présenter pour les intérêts mentionnés à l'article L. 593-1.

Il accorde la priorité à la protection des intérêts susmentionnés et à son amélioration permanente, en premier lieu par la prévention des accidents et la limitation de leurs conséquences au titre de la sûreté nucléaire. Il formalise cette politique dans un document affirmant explicitement cette priorité.

Il dispose des ressources techniques, financières et humaines, qu'il décrit dans une notice, et met en œuvre les moyens nécessaires pour exercer cette responsabilité.

II. – L'exploitant recense, dans un rapport de sûreté, les risques auxquels son installation peut exposer, directement ou indirectement, les intérêts mentionnés à l'article L. 593-1, que la cause soit interne ou externe à l'installation. Le rapport de sûreté tient lieu de l'étude de dangers prévue à l'article L. 551-1.

Il établit des règles d'exploitation de ses installations.

Il met en place et formalise un système de gestion intégrée permettant d'assurer la prise en compte des exigences relatives à la protection des intérêts susmentionnés dans la gestion de l'installation.

Il met en place, et formalise dans un plan d'urgence interne, une organisation et des moyens destinés à maîtriser les incidents et accidents et à limiter leurs conséquences pour les intérêts susmentionnés. Le projet de plan d'urgence interne est soumis à la consultation du comité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail élargi prévu à l'article L. 4523-11 du code du travail, ou à l'organisme de consultation prévu par l'article L. 4523-12 du code du travail, ou à défaut aux délégués du personnel.

L'exploitant tient à jour les documents susmentionnés.

Les autres documents que l'exploitant doit établir sont définis par voie réglementaire ou par les prescriptions mentionnées aux articles L. 593-10 et L. 593-29.

III. – Lorsque l'exploitant n'est pas le propriétaire de l'installation ou du terrain servant d'assiette, celui-ci ne peut s'opposer à la mise en œuvre des

prescriptions prises en application du présent chapitre. En cas de défaillance de l'exploitant, des prescriptions peuvent être mises à sa charge dans les conditions mentionnées à l'article L. 596-5. Le propriétaire de l'installation dispose des ressources techniques, financières et humaines nécessaires pour exercer cette responsabilité.

Article L. 593-6-1

En raison de l'importance particulière de certaines activités pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1, un décret en Conseil d'Etat peut encadrer ou limiter le recours à des prestataires ou à la sous-traitance pour leur réalisation.

L'exploitant assure une surveillance des activités importantes pour la protection des intérêts mentionnés au même article L. 593-1 lorsqu'elles sont réalisées par des intervenants extérieurs. Il veille à ce que ces intervenants extérieurs disposent des capacités techniques appropriées pour la réalisation desdites activités. Il ne peut déléguer cette surveillance à un prestataire.

Section 2 : Création et mise en service

Article L. 593-7

I. - La création d'une installation nucléaire de base est soumise à une autorisation.

Cette autorisation ne peut être délivrée que si, compte tenu des connaissances scientifiques et techniques du moment, l'exploitant démontre que les dispositions techniques ou d'organisation prises ou envisagées aux stades de la conception, de la construction et de l'exploitation ainsi que les principes généraux proposés pour le démantèlement ou, pour les installations de stockage de déchets radioactifs, pour leur entretien et leur surveillance après leur fermeture sont de nature à prévenir ou à limiter de manière suffisante les risques ou inconvénients que l'installation présente pour les intérêts mentionnés à l'article L. 593-1.

II. - Le demandeur fournit un dossier comportant notamment une version préliminaire du rapport de sûreté, qui précise les risques auxquels l'installation projetée peut exposer les intérêts mentionnés à l'article L. 593-1, ainsi que l'analyse


des mesures prises pour prévenir ces risques et la description des mesures propres à limiter la probabilité des accidents et leurs effets.

III. - L'autorisation prend en compte les capacités techniques et financières de l'exploitant qui doivent lui permettre de conduire son projet dans le respect de ces intérêts, en particulier pour couvrir les dépenses de démantèlement de l'installation et de remise en état, de surveillance et d'entretien de son lieu d'implantation ou, pour les installations de stockage de déchets radioactifs, pour couvrir les dépenses de fermeture, d'entretien et de surveillance.

Lorsque l'exploitant n'est pas le propriétaire de l'installation projetée ou du terrain servant d'assiette, les capacités techniques et financières de celui-ci, ainsi que les dispositions d'organisation entre le propriétaire et l'exploitant doivent lui permettre d'assumer les responsabilités mises à sa charge en application du présent titre.

Article L. 593-8

L'autorisation est délivrée après avis de l'Autorité de sûreté nucléaire et après l'accomplissement d'une enquête publique. Cette enquête est réalisée conformément aux dispositions du chapitre III du titre II du livre Ier sous réserve des dispositions de l'article L. 593-9.

L'autorisation détermine les caractéristiques et le périmètre de l'installation et fixe le délai dans lequel celle-ci doit être mise en service.

Les éléments essentiels que requiert la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 sont fixés par l'autorisation et, éventuellement, par les modifications ultérieures de celle-ci fixant des dispositions ou obligations complémentaires.

Article L. 593-9

Le dossier soumis à l'enquête publique ne contient ni les éléments dont la divulgation serait de nature à porter atteinte à des intérêts mentionnés au I de l'article L. 124-4 et qui pourraient en être exclus pour ce motif par les ministres de la sûreté nucléaire de leur propre initiative ou sur proposition de l'exploitant ou de l'autorité de sûreté nucléaire ni la version préliminaire du rapport de sûreté. Ce rapport peut être consulté pendant toute la durée de l'enquête selon des modalités fixées par l'arrêté l'organisant.

L'enquête est ouverte au moins dans chacune des communes dont une partie du territoire est distante de moins de cinq kilomètres du périmètre de l'installation.

Article L. 593-10

Pour l'application de l'autorisation, l'Autorité de sûreté nucléaire définit, dans le respect des règles générales prévues à l'article L. 593-4, les prescriptions relatives à la conception, à la construction et à l'exploitation de l'installation qu'elle estime nécessaires à la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1. Ces prescriptions peuvent notamment porter sur des moyens de suivi, de surveillance, d'analyse et de mesure. Elle les communique au ministre chargé de la sûreté nucléaire.

Elle précise notamment, s'il y a lieu, les prescriptions relatives aux prélèvements d'eau de l'installation et aux substances radioactives issues de l'installation. Les prescriptions fixant les limites de rejets de l'installation dans l'environnement sont soumises à l'homologation du ministre chargé de la sûreté nucléaire.

Article L. 593-11

L'Autorité de sûreté nucléaire autorise la mise en service de l'installation. Elle en informe le ministre chargé de la sûreté nucléaire. La mise en service peut être partielle.

Article L. 593-14

I. – Une nouvelle autorisation est requise en cas de changement d'exploitant d'une installation nucléaire de base. Elle est accordée suivant une procédure allégée, dans des conditions définies par décret en Conseil d'Etat.

II. – Une nouvelle autorisation est requise en cas de modification substantielle d'une installation nucléaire de base, de ses modalités d'exploitation autorisées ou des éléments ayant conduit à son autorisation. Le caractère substantiel de la modification est apprécié suivant des critères fixés par décret en Conseil d'Etat au regard de son impact sur la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1. La nouvelle autorisation est accordée dans les conditions prévues aux articles L. 593-7 à L. 593-12, suivant des modalités définies par décret en Conseil d'Etat.


III. – Pour les installations ayant fait l'objet d'un décret de démantèlement mentionné à l'article L. 593-28, en cas de modification substantielle des conditions de démantèlement ou des conditions ayant conduit à leur prescription, un nouveau décret délivré dans les conditions prévues aux articles L. 593-25 à L. 593-28, suivant des modalités définies par décret en Conseil d'Etat, est nécessaire.

Article L. 593-15

En dehors des cas mentionnés aux II et III de l'article L. 593-14, les modifications notables d'une installation nucléaire de base, de ses modalités d'exploitation autorisées, des éléments ayant

conduit à son autorisation ou à son autorisation de mise en service, ou de ses conditions de démantèlement pour les installations ayant fait l'objet d'un décret mentionné à l'article L. 593-28 sont soumises, en fonction de leur importance, soit à déclaration auprès de l'Autorité de sûreté nucléaire, soit à l'autorisation par cette autorité. Ces modifications peuvent être soumises à consultation du public selon les modalités prévues au titre II du livre Ier. Les conditions d'application du présent article sont définies par décret en Conseil d'Etat.


ANNEXE 2

Extraits du code l’environnement (partie réglementaire)

Titre IX : La sécurité nucléaire et les installations nucléaires de base

Chapitre II : L’Autorité de sûreté nucléaire et l’Institut de radioprotection et de sûreté

nucléaire

Section 5 : Homologation des décisions de l’Autorité de sûreté nucléaire

Sous-section 1 : Décisions réglementaires

Article R. 592-17

Les décisions réglementaires à caractère technique de l’Autorité de sûreté nucléaire mentionnées à l’article L. 592-20 relatives aux installations nucléaires de base et aux équipements sous pression nucléaires ainsi qu’aux ensembles nucléaires mentionnés à l’article R. 557-12-2 sont transmises pour homologation au ministre chargé de la sûreté nucléaire ainsi que, lorsqu’elles concernent les moyens et mesures de protection des sources de rayonnements ionisants contre les actes de malveillance mentionnés à l’annexe 13-7 du code de la santé publique, au ministre chargé de l’énergie.

Ces ministres se prononcent par arrêté, après avis du Conseil supérieur de la prévention des risques technologiques, lorsque ces décisions lui sont soumises à la demande de l’autorité.

Article R. 592-18

Les décisions réglementaires à caractère technique de l’Autorité de sûreté nucléaire mentionnées à l’article L. 592-20 relatives au transport de substances radioactives sont transmises pour homologation au ministre chargé de la sûreté nucléaire et, selon le cas, au ministre chargé des transports, au ministre chargé de l’aviation civile ou au ministre chargé de la mer ainsi que, lorsqu’elles concernent la protection des sources de rayonnements ionisants contre les actes de malveillance, au ministre chargé de l’énergie.

Ces ministres se prononcent par arrêté, après avis, selon leur domaine de compétence, de la commission interministérielle du transport de matières dangereuses prévue à l’article D. 1252-1 du code des transports ou de la commission centrale de sécurité prévue à l’article 14 du décret no 84-810 du 30 août 1984 relatif à la sauvegarde de la vie humaine en mer, à la prévention de la pollution, à la sûreté et à la certification sociale des navires.

La commission ainsi saisie dispose d’un délai de trois mois pour rendre son avis. Faute d’avoir été rendu dans ce délai, cet avis est réputé favorable.

Sous-section 2 : Décisions individuelles

Article R. 592-19

Les décisions individuelles prises par l’Autorité de sûreté nucléaire relatives aux installations nucléaires de base et soumises à homologation sont transmises au ministre chargé de la sûreté nucléaire ainsi que, lorsqu’elles concernent la protection des sources de rayonnements ionisants contre les actes de malveillance, au ministre chargé de l’énergie.

Ces ministres se prononcent dans les deux mois de leur saisine, par arrêté publié au Journal officiel de la République française et notifié à l’autorité. Ce délai peut être porté à quatre mois par décision des ministres notifiée à l’autorité.

En l’absence de publication de l’arrêté dans le délai ainsi fixé, l’homologation est réputée acquise.

Sous-section 3 : Dispositions communes

Article R. 592-20

Le refus d’homologation des décisions mentionnées aux sous-sections 1 et 2 de la présente section est motivé.

Les décisions de l’Autorité de sûreté nucléaire qui ont fait l’objet d’une homologation sont publiées au Journal officiel de la République française.


CHAPITRE III : Installations nucléaires de base

Section 2 : Dispositions générales

Sous-section 1 : Secteur de consultation

Article R. 593-5

I. – Les consultations locales mentionnées au présent chapitre ont lieu dans un secteur de consultation, allant au moins jusqu’à une distance de cinq kilomètres à partir du périmètre de l’installation nucléaire de base, qui est délimité par le préfet en charge de l’organisation de ces consultations locales et de l’enquête publique. Le périmètre d’une installation nucléaire de base est celui mentionné à l’article L. 593-8.

Celui d’une installation nucléaire de base ayant fait l’objet d’une décision de déclassement est le dernier périmètre applicable avant le déclassement ou, à défaut, le terrain d’emprise de l’ancienne installation.

Celui d’une installation nucléaire de base en projet est le périmètre proposé par l’exploitant dans sa demande d’autorisation de création.

II. – S’agissant du centre de stockage en couche géologique profonde prévu à l’article L. 542-10-1, cette distance est déterminée à partir de la réunion du périmètre envisagé des installations de surface et de la projection en surface de l’ensemble des installations souterraines. Ainsi délimité, ce secteur constitue la zone de consultation prévue par les douzième et seizième alinéas du même article.

Sous-section 2 : Règles générales fixées par le ministre chargé de la sûreté nucléaire

Article R. 593-6

Les règles générales prévues par l’article L. 593-4 sont fixées par arrêté du ministre chargé de la sûreté nucléaire, ainsi que, lorsque ces règles portent sur la protection des sources de rayonnements ionisants contre les actes de malveillance, par le ministre chargé de l’énergie.

Cet arrêté est pris après avis du conseil supérieur de la prévention des risques technologiques.

[…]

Section 4 : Création d’une installation nucléaire de base

Article R. 593-14

Toute personne qui prévoit d’exploiter une installation nucléaire de base peut demander à l’Autorité de sûreté nucléaire, préalablement à l’engagement de la procédure d’autorisation de création, un avis sur tout ou partie des options qu’elle a retenues pour assurer la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1.

L’autorité, par un avis rendu et publié dans les conditions et les formes qu’elle détermine, précise dans quelle mesure les options de sûreté présentées par le demandeur sont propres à prévenir ou limiter les risques pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1, compte tenu des conditions techniques et économiques du moment. L’autorité peut définir les études et justifications complémentaires qui seraient nécessaires en vue d’une éventuelle demande d’autorisation de création. Elle peut fixer la durée de validité de son avis.

Cet avis est notifié au demandeur et communiqué au ministre chargé de la sûreté nucléaire.

Article R. 593-15

La demande d’autorisation de création d’une installation nucléaire de base est déposée auprès du ministre chargé de la sûreté nucléaire par la personne chargée d’exploiter l’installation. Cette personne prend la qualité d’exploitant dès le dépôt de la demande.

Lorsque plusieurs installations nucléaires de base sont destinées à être exploitées par une même personne sur un même site, elles peuvent faire l’objet d’une demande et d’une procédure d’autorisation communes.

L’exploitant adresse à l’Autorité de sûreté nucléaire un exemplaire de sa demande assortie du dossier décrit au I de l’article R. 593-16.

Article R. 593-16

I. – La demande est accompagnée d’un dossier comprenant :

1° Les nom, prénoms et qualités de l’exploitant et son domicile ou, s’il s’agit d’une personne morale, sa raison sociale ou sa dénomination, son siège social ainsi que la qualité du signataire de la demande ;


2° Un document décrivant la nature de l’installation, ses caractéristiques techniques, les principes de son fonctionnement, les opérations qui y seront réalisées et les différentes phases de sa réalisation ;

3° Une carte au 1/25 000 permettant de localiser l’installation projetée ;

4° Un plan de situation au 1/10 000 indiquant le périmètre proposé pour l’installation et, dans une bande de terrain d’un kilomètre autour de ce périmètre, les bâtiments avec leur affectation actuelle, les voies de chemin de fer, les voies publiques, les points d’eau, canaux et cours d’eau, ainsi que les réseaux de transport de gaz et d’électricité ;

5° Un plan détaillé de l’installation à l’échelle de 1/2 500 au minimum ; cette échelle peut toutefois être réduite en raison de la taille de l’installation :

6° L’étude d’impact prévue à l’article L. 122-1, dont le contenu est défini à l’article R. 593-17 ;

7° La version préliminaire du rapport de sûreté dont le contenu est défini à l’article R. 593-18 ;

8° L’étude de maîtrise des risques dont le contenu est défini par l’article R. 593-19 ;

9° Une présentation des capacités techniques de l’exploitant, indiquant notamment les ressources techniques dont il dispose, l’organisation mise en place dans ce domaine et l’expérience dont il peut se prévaloir dans l’exploitation d’installations nucléaires ;

10° Une présentation des capacités financières de l’exploitant, assortie des comptes annuels des trois derniers exercices et, le cas échéant, la désignation des sociétés qui disposent d’un pouvoir de contrôle direct ou indirect sur lui ; cette présentation indique comment il envisage de satisfaire aux exigences définies par les dispositions législatives de la section 1 du chapitre IV du titre IX du livre V ;

11° Si l’exploitant n’est pas propriétaire de la future installation nucléaire de base ou du terrain servant d’assiette, un document établi par le propriétaire attestant qu’il a donné son accord à l’exploitation de l’installation ou à cet usage de son terrain et qu’il est informé des obligations pouvant être mises à sa charge en application de l’article L. 596-5 ;

12° Si l’exploitant demande l’institution de servitudes d’utilité publique en application de

l’article L. 593-5, la description de ces servitudes ;

13° Le plan de démantèlement qui présente les principes d’ordre méthodologique et les étapes envisagées pour le démantèlement de l’installation ainsi que la remise en état et la surveillance ultérieure du site. Le plan justifie le délai envisagé entre l’arrêt définitif du fonctionnement de l’installation et la fin des opérations de démantèlement. Il peut renvoyer à un document établi par l’exploitant pour l’ensemble de ses installations nucléaires et joint au dossier ;

14° Si le projet de création de l’installation nucléaire de base a fait l’objet d’un débat public ou d’une concertation préalable prévus aux articles L. 121-8 et L. 121-9, le compte rendu et le bilan de ce débat public ou le compte rendu de cette concertation préalable.

Le dossier est, le cas échéant, complété dans les conditions prévues par la section 15 du présent chapitre.

II. – Pour les installations nucléaires de base consacrées au stockage de déchets radioactifs […]

III. – Pour le centre de stockage en couche géologique profonde […]

IV. – Sans préjudice des dispositions de l’article R. 122-5, les études, rapports et autres documents mentionnés au présent article prennent en compte l’ensemble des installations ou équipements exploités ou projetés par l’exploitant qui, par leur proximité ou leur connexité avec l’installation, sont susceptibles d’en modifier les risques ou inconvénients pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1.

V. – S’il y a lieu, les informations susceptibles de porter atteinte aux intérêts mentionnés au I de l’article L. 124-4 et au II de l’article L. 124-5 figurant dans les documents mentionnés au présent article peuvent être occultées ou faire l’objet d’un dossier séparé.

Article R. 593-17

I. – Le contenu de l’étude d’impact prévue au 6° du I de l’article R. 593-16 est celui défini à l’article R. 122-5, sous réserve des dispositions des II à V du présent article.

II. – La description mentionnée au 2° du II de l’article R. 122-5 présente, notamment, les prélèvements d’eau et les rejets d’effluents


liquides ou gazeux envisagés. Elle précise les différents types d’effluents à traiter et leur origine respective, leur quantité, leurs caractéristiques physiques, leur composition, tant radioactive que chimique, le procédé de traitement utilisé, les conditions dans lesquelles seront opérés les rejets dans le milieu récepteur ainsi que la composition des effluents à rejeter.

Elle présente les déchets qui seront produits par l’ensemble des installations et équipements situés dans le périmètre de l’installation, qu’ils soient radioactifs ou non, ainsi que leur volume, leur nature, leur nocivité et les modes d’élimination envisagés. Elle décrit les dispositions retenues par l’exploitant pour que la gestion de ces déchets réponde aux objectifs mentionnés à l’article L. 541-1 et au II de l’article L. 542-1-2.

III. – La description mentionnée au 3° du II de l’article R. 122-5 comporte, en complément, un état radiologique de l’environnement portant sur le site et son voisinage.

IV. – La description des incidences notables que le projet est susceptible d’avoir sur l’environnement, mentionnée au 5° du II de l’article R. 122-5, distingue les différentes phases de construction et de fonctionnement de l’installation. Elle prend en compte les variations saisonnières et climatiques.

Elle indique les incidences de l’installation sur la ressource en eau, le milieu aquatique, l’écoulement, le niveau et la qualité des eaux, y compris de ruissellement, ainsi que sur chacun des éléments mentionnés à l’article L. 211-1.

Elle présente également les retombées d’aérosols ou de poussières et leurs dépôts ; elle indique les incidences de l’installation sur la qualité de l’air et la qualité des sols.

Elle justifie l’optimisation de la gestion des rejets des effluents liquides et gazeux et des déchets, notamment au regard de l’impact global de l’ensemble de ces émissions pour l’environnement et la santé humaine.

Elle évalue l’exposition du public aux rayonnements ionisants du fait de l’installation, en prenant en compte notamment les irradiations provoquées directement par l’installation et les transferts de radionucléides par les différents vecteurs, y compris les chaînes alimentaires.

Les incidences de l’installation sur l’environnement sont appréciées, notamment, au regard des plans de protection de l’atmosphère définis à l’article L. 222-5 ainsi que des normes, des objectifs de

qualité et des valeurs limites définis en application des articles L. 211-2, L. 211-4 et L. 221-2.

Elle justifie la compatibilité de l’installation, pour les déchets radioactifs destinés à être produits par l’installation ou entreposés ou stockés dans celle-ci, avec le décret qui établit les prescriptions du plan national de gestion des matières et déchets radioactifs prévu par l’article L. 542-1-2.

V. – La description des mesures envisagées pour répondre aux exigences du 6° et du 8° du II de l’article R. 122-5 précise, notamment, en justifiant de l’utilisation des meilleures techniques disponibles :

1° Les performances attendues, notamment, en ce qui concerne la protection des eaux souterraines, l’épuration, l’évacuation, la gestion et la surveillance des eaux résiduelles et des émanations gazeuses ;

2° Les conditions d’apport à l’installation des matières destinées à y être traitées, du transport des produits fabriqués et de l’utilisation rationnelle de l’énergie ;

3° Les mesures retenues par l’exploitant pour contrôler les prélèvements d’eau, les rejets de l’installation et surveiller les effets de l’installation sur l’environnement ;

4° Les solutions retenues pour minimiser les volumes de déchets produits et leur toxicité radiologique, chimique et biologique.

VI. – L’étude d’impact est établie et actualisée dans les cas prévus par la section 1 du chapitre II du titre II du livre Ier et par le présent chapitre.

Article R. 593-18

I. – La version préliminaire du rapport de sûreté prévu au 7° du I de l’article R. 593-16 comporte l’inventaire des risques que présente l’installation projetée pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 ainsi que l’analyse des dispositions prises pour les prévenir et la description des mesures propres à limiter la probabilité des accidents et leurs effets. Son contenu est en relation avec l’importance des dangers présentés par l’installation et de leurs effets prévisibles, en cas de sinistre, sur les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1.

II. – Cette version préliminaire expose, notamment, les dangers que peut présenter l’installation en cas d’accident, qu’il soit ou non de nature radiologique. A cet effet, elle décrit :


1° Les accidents pouvant intervenir, que leur cause soit d’origine interne ou externe, y compris la nature et l’étendue des conséquences d’actes de malveillance étudiés en application du chapitre III du titre III du livre III de la première partie du code de la défense ;

2° La nature et l’étendue des effets que pourrait avoir un accident ;

3° Les dispositions envisagées pour prévenir ces accidents ou en limiter la probabilité, à l’exception de ce qui relève de la prévention et de la lutte contre les actes de malveillance, ou pour en limiter les effets.

Au titre des accidents d’origine externe, l’exploitant prend en compte l’impact des installations qui, placées ou non sous sa responsabilité, sont susceptibles, par leur proximité ou leur connexité avec l’installation projetée, d’aggraver les risques d’accident et leurs effets.

Elle expose les risques radiologiques présentés par l’installation et les dispositions retenues en matière de radioprotection collective relevant de la responsabilité de l’exploitant, y compris celles découlant de la conception, de nature à assurer le respect des principes de radioprotection définis à l’article L. 1333-2 du code de la santé publique, y compris dans des conditions normales d’exploitation.

III. – Elle justifie que le projet permet d’atteindre, compte tenu de l’état des connaissances techniques, des pratiques et de la vulnérabilité de l’environnement de l’installation, un niveau de risque aussi bas que raisonnablement possible dans des conditions économiquement acceptables.

IV. – Elle comprend une section intitulée “Etude de dimensionnement du plan d’urgence interne”. Cette étude porte sur les accidents mentionnés aux alinéas précédents qui nécessitent des mesures de protection sur le site ou à l’extérieur du site ou qui sont de nature à affecter les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1. L’étude décrit les différents scénarios d’accidents et les conséquences de ceux-ci au regard de la sûreté des installations et de la protection des personnes. Elle présente l’organisation prévue par l’exploitant de ses propres moyens de secours pour combattre les effets d’un éventuel sinistre.

V. – Elle décrit et justifie les dispositions relatives à la gestion des sources radioactives détenues dans l’installation nucléaire de base, y compris en

matière de transports de ces sources, afin d’assurer la protection des travailleurs, du public et de l’environnement contre les risques d’irradiation et de contamination. Pour ces sources, si les mesures de prévention et de lutte contre les actes de malveillance relèvent du régime des installations nucléaires de base en application de l’article L. 1333-9 du code de la santé publique, elle comporte, par dérogation à l’exception prévue au 3° du II de ce même article, les informations sur les moyens et mesures de protection des sources de rayonnements ionisants contre les actes de malveillance requises par le chapitre III du titre III du livre III de la première partie de ce code.

VI. – Si l’installation correspond à un modèle dont les options de sûreté ont fait l’objet d’un avis de l’Autorité de sûreté nucléaire dans les conditions définies à l’article R. 593-14, la version préliminaire du rapport de sûreté identifie les questions déjà étudiées dans ce cadre, les études complémentaires effectuées et les justifications complémentaires apportées, notamment celles demandées par l’Autorité de sûreté nucléaire dans son avis. Le cas échéant, elle présente les modifications ou les compléments apportés aux options ayant fait l’objet de l’avis de l’autorité.

VII. – Elle présente :

1° La liste des rubriques des nomenclatures mentionnées aux articles L. 214-2 et L. 511-2 dont relèvent les équipements, activités, installations, ouvrages ou travaux mentionnés à l’article L. 593-3 et au I de l’article L. 593-33 ainsi que les régimes de classement correspondants ;

2° Le résultat du recensement mentionné à l’article L. 593-19-1 effectué selon les dispositions de l’article R. 593-7, correspondant à l’installation avant et après sa mise en service.

Article R. 593-19

L’étude de maîtrise des risques mentionnée au 8o du I de l’article R. 593-16 présente, sous une forme appropriée pour accomplir les consultations locales mentionnées à l’article R. 593-21 et, le cas échéant, à l’article R. 593-22 ainsi que l’enquête publique prévue à l’article L. 593-8, l’inventaire des risques que présente l’installation projetée ainsi que l’analyse des dispositions prises pour prévenir ces risques et des mesures propres à limiter la probabilité des accidents et leurs effets tels qu’ils figurent dans la version préliminaire du rapport de sûreté.


Son contenu est en relation avec l’importance des dangers présentés par l’installation et de leurs effets prévisibles, en cas de sinistre, sur les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1.

A ce titre, l’étude de maîtrise des risques comprend:

1° Un inventaire des risques que présente l’installation, d’origine tant interne qu’externe ;

2° Une analyse des retours d’expériences d’installations analogues ;

3° Une présentation des méthodes retenues pour l’analyse des risques ;

4° Une analyse des conséquences des accidents éventuels pour les personnes et l’environnement ;

5° Une présentation des dispositions envisagées pour la maîtrise des risques, comprenant la prévention des accidents et la limitation de leurs effets ;

6° Une présentation synthétique des systèmes de surveillance ainsi que des dispositifs et des moyens de secours ;

7° Un résumé non technique de l’étude destiné à faciliter la prise de connaissance par le public des informations qu’elle contient.

L’étude de maîtrise des risques justifie que le projet permet d’atteindre, compte tenu de l’état des connaissances, des pratiques et de la vulnérabilité de l’environnement de l’installation, un niveau de risque aussi bas que raisonnablement possible dans des conditions économiquement acceptables.

Article R. 593-20

Pour l’application du V de l’article L. 122-1, les collectivités territoriales consultées sont les communes et leurs groupements, les départements et les régions dont une partie du territoire est située, selon le cas, soit dans le secteur de consultation défini au I de l’article R. 593-5, soit dans la zone de consultation définie au II du même article.

Les consultations des collectivités territoriales et de leurs groupements réalisées au titre du V de l’article L. 122-1 valent consultations au titre du douzième alinéa de l’article L. 542-10-1.

Art. R. 593-21

I. – Le ministre chargé de la sûreté nucléaire transmet la demande d’autorisation et le dossier

dont elle est assortie au préfet dans le département duquel les consultations locales et l’enquête publique doivent être organisées. Lorsque les procédures locales concernent plusieurs départements, le ministre chargé de la sûreté nucléaire transmet la demande assortie de son dossier à chacun des préfets territorialement compétents. Les consultations locales et l’enquête publique sont, dans ce cas, ouvertes par arrêté conjoint des préfets compétents.

Cet arrêté peut désigner le préfet chargé de coordonner l'organisation des consultations locales et de l'enquête publique et d'en centraliser les résultats. « Pour l’application des dispositions en matière d’archéologie préventive définies par le chapitre III du titre II du livre V du code du patrimoine, le ministre chargé de la sûreté nucléaire adresse une copie de la demande d’autorisation et du dossier dont elle est assortie à chaque préfet de région intéressé dans les conditions définies par les dispositions du même chapitre de ce code.

Le même ministre, de sa propre initiative ou sur proposition de l’exploitant, de l’Autorité de sûreté nucléaire ou du ministre chargé de l’énergie, exclut du dossier à transmettre les éléments dont il considère que la divulgation serait de nature à porter atteinte à des intérêts mentionnés au I de l’article L. 124-4 ou au II de l’article L. 124-5. Il en informe l’exploitant et l’autorité.

II. – Le préfet procède aux consultations prévues au V de l’article L. 122-1 dans les conditions énoncées au chapitre II du titre II du livre Ier. A cette fin, il transmet à l’autorité environnementale la demande d’autorisation et le dossier dont elle est assortie. Au plus tard deux mois avant le début de l’enquête publique, il transmet aux collectivités territoriales mentionnées à l’article R. 593-20 et aux groupements de communes intéressés la demande d’autorisation assortie de son dossier ainsi que, s’il en dispose à ce stade, l’avis de l’autorité environnementale.

III. – Parallèlement à la transmission à l’autorité environnementale, le préfet communique, pour avis, la demande d’autorisation assortie de son dossier à la commission locale de l’eau compétente, si l’une des communes mentionnées à l’article R. 593-20 est située dans le périmètre d’un schéma d’aménagement et de gestion des eaux approuvé ou si le projet a des effets dans un tel périmètre. Si l’avis n’est pas émis dans un délai de quarante-cinq jours, il est réputé favorable.


Le préfet transmet également, pour information, la demande d’autorisation assortie de son dossier à la commission locale d’information compétente, si elle a été constituée.

IV. – Le préfet adresse au ministre chargé de la sûreté nucléaire et à l’Autorité de sûreté nucléaire les résultats des consultations menées en application des II et III.

Article R. 593-22

Le préfet soumet la demande d’autorisation et le dossier dont elle est assortie à l’enquête publique prévue à l’article L. 593-8, dans les conditions énoncées à la section 1 du chapitre III du titre II du livre Ier, sous réserve des dispositions des articles R. 593-23 et R. 593-24 ainsi que de celles du présent article.

L’enquête publique est ouverte dans un périmètre défini par le préfet et remplissant la condition posée au second alinéa de l’article L. 593-9.

Le dossier d’enquête publique comprend, outre les pièces énumérées à l’article R. 123-8, la réponse écrite de l’exploitant à l’avis de l’autorité environnementale, le dossier transmis en application de l’article R. 593-21, à l’exception de la version préliminaire du rapport de sûreté, ainsi que, le cas échéant, l’avis de l’Autorité de sûreté nucléaire rendu en application de l’article R. 593-14. Les avis requis en vertu du 4° de l’article R. 123-8 sont ceux qui ont été rendus avant l’ouverture de l’enquête publique.

La version préliminaire du rapport de sûreté peut être consultée par le public pendant toute la durée de l’enquête publique selon les modalités fixées par l’arrêté organisant l’enquête.

Lorsqu’une partie du territoire d’un Etat étranger est contiguë au secteur de consultation défini à l’article R. 593-5 ou, même si cette condition n’est pas remplie, lorsqu’il estime, de sa propre initiative ou sur demande des autorités d’un autre Etat membre de l’Union européenne ou partie à la convention du 25 février 1991 sur l’évaluation de l’impact sur l’environnement dans un contexte transfrontière signée à Espoo, que l’installation est susceptible d’avoir des incidences notables sur l’environnement de cet Etat, le préfet met en œuvre les consultations prévues au I de l’article R. 122-10.

Article R. 593-23

Dès le début de la phase d’enquête publique, le préfet consulte la commission locale d’information. L’avis n’est pris en considération que s’il est communiqué au préfet dans les quinze jours suivant la clôture de l’enquête.

Article R. 593-24

Au plus tard quinze jours après avoir reçu le rapport et les conclusions du commissaire enquêteur, le préfet les transmet au ministre chargé de la sûreté nucléaire et à l’Autorité de sûreté nucléaire, assortis de son avis, et des résultats des consultations menées en application des articles R. 593-21 à R. 593-23.

Article R. 593-25

Le ministre chargé de la sûreté nucléaire adresse à l’exploitant un avant-projet de décret. L’exploitant dispose d’un délai de deux mois pour présenter ses observations.

Le ministre chargé de la sûreté nucléaire soumet, pour avis, à l’Autorité de sûreté nucléaire le projet de décret accompagné des éléments mentionnés à l’article R. 593-24.

Cet avis est réputé favorable en l’absence d’une réponse expresse au-delà d’un délai de deux mois.

Article R. 593-26

I. – L’autorisation de création est accordée par décret pris sur le rapport du ministre chargé de la sûreté nucléaire.

L’autorisation de création du centre de stockage en couche géologique profonde prévu à l’article L. 542-10-1 est accordée par décret en Conseil d’Etat.

Lorsque l’avis de la Commission des Communautés européennes rendu en application de l’article 37 du traité instituant la Communauté européenne de l’énergie atomique est requis, l’autorisation de création d’une installation susceptible de rejeter des effluents radioactifs dans le milieu ambiant ne peut être accordée qu’après réception de cet avis ou qu’ en l’absence d’un avis à l’expiration d’un délai de six mois suivant la saisine de la commission.

II. – Le décret d’autorisation de création d’une installation nucléaire de base :


1° Mentionne l’identité de l’exploitant, la nature de l’installation et sa capacité maximale ;

2° Définit le périmètre de l’installation qui englobe, notamment :

a) L’installation nucléaire de base, y compris les équipements et installations mentionnés à l’article L. 593-3. Le périmètre peut toutefois exclure certains de ces équipements et installations s’ils ne servent pas principalement à l’exploitation de l’installation nucléaire de base faisant l’objet de l’autorisation ou s’ils sont déjà situés dans le périmètre d’une autre installation nucléaire de base. Pour les installations souterraines, la définition du périmètre précise les profondeurs concernées ;

b) Les équipements, installations, ouvrages, travaux ou activités mentionnés au I de l’article L. 593-33 placés sous la responsabilité de l’exploitant et qui, par leur proximité ou leur connexité avec l’installation faisant l’objet de l’autorisation, sont susceptibles d’en modifier les risques ou inconvénients pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1. Le périmètre peut toutefois exclure certains équipements, installations, ouvrages, travaux ou activités s’ils sont déjà situés dans le périmètre d’une autre installation nucléaire de base ;

3° Fixe la durée de l’autorisation, ainsi que l’échéance de dépôt du dossier de démantèlement mentionné à l’article L. 593-27, si l’autorisation est accordée pour une durée limitée ;

4° Détermine le délai de mise en service de l’installation mentionné à l’article L. 593-13 ;

5° Impose les éléments essentiels que requiert la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 ;

6° Etablit la périodicité des réexamens mentionnés à l’article L. 593-18, si les particularités de l’installation justifient que cette périodicité ne soit pas égale à dix ans, et peut imposer l’intervention du premier réexamen de sûreté dans un délai particulier pour tenir compte des essais et des contrôles réalisés au début du fonctionnement de l’installation ;

7° Précise si l’installation nucléaire de base comprend un équipement ou une installation mentionné à l’article L. 593-3 soumis aux dispositions de l’article L. 229-5 ;

8° Peut subordonner à un accord du ministre chargé de la sûreté nucléaire ou de l’Autorité de sûreté nucléaire la réalisation de certaines opérations particulières en considération de leur impact sur les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1.

Article R. 593-27

Le décret autorisant la création de l’installation et l’avis de l’Autorité de sûreté nucléaire sont publiés au Journal officiel de la République française.

Le ministre chargé de la sûreté nucléaire notifie le décret d’autorisation ou sa décision de refus d’autorisation à l’exploitant.

Il transmet au préfet le décret d’autorisation ou sa décision de refus, accompagné des informations mentionnées au IV de l’article L. 122-1-1, afin qu’il les communique aux autorités mentionnées au V de l’article L. 122-1, à la commission locale d’information, ainsi que, le cas échéant, aux autorités des Etats étrangers concernés dans les conditions prévues au I de l’article R. 122-10.

Article R. 593-28

Le délai d’instruction des demandes d’autorisation de création est de trois ans. Lorsque la complexité du dossier le justifie, ce délai peut être prorogé de deux ans au plus par le ministre chargé de la sûreté nucléaire.

Le silence gardé par l’autorité administrative compétente à l’expiration de ce délai vaut décision de rejet de la demande.

Section 5 : Mise en service d’une installation nucléaire de base

Article R. 593-29

La mise en service d’une installation nucléaire de base correspond à la première mise en œuvre de substances radioactives dans l’installation ou à la première mise en œuvre d’un faisceau de particules.

Article R. 593-30

I. – En vue de la mise en service de l’installation, l’exploitant adresse à l’Autorité de sûreté nucléaire un dossier comprenant :

1° Le rapport de sûreté, comportant la mise à jour de la version préliminaire du rapport de sûreté et les éléments permettant d’apprécier la


conformité de l’installation réalisée avec les dispositions du décret d’autorisation de création et avec les prescriptions de construction définies en application de l’article L. 593-10 ;

2° Les règles générales d’exploitation que l’exploitant prévoit de mettre en œuvre, dès la mise en service de l’installation, pour la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 ;

3° Le plan d’urgence interne prévu au quatrième alinéa du II de l’article L. 593-6, dont le contenu est défini à l’article R. 593-31, accompagné de l’avis issu de la consultation prévue à ce même alinéa ;

4° Une mise à jour, si elle est nécessaire, du plan de démantèlement mentionné au 13° du I de l’article R. 593-16 ;

5° Les éléments permettant d’apprécier la conformité de l’installation aux prescriptions prises par l’Autorité de sûreté nucléaire en application de l’article L. 593-10, notamment dans les domaines mentionnés à l’article R. 593-17 ;

6° La mise à jour de l’étude d’impact, le cas échéant;

7° La mise à jour de l’étude de maîtrise des risques.

Le dossier est, le cas échéant, complété dans les conditions prévues par la section 15 du présent chapitre.

II. – Les dispositions du I s’appliquent au dossier portant sur une installation nucléaire de base consacrée au stockage de déchets radioactifs au sens de l’article L. 542-1-1. Toutefois, dans ce cas, le rapport de sûreté couvre les phases de fonctionnement et de long terme après fermeture et le document mentionné au 4o du I est remplacé par la mise à jour du plan de démantèlement, de fermeture et de surveillance.

III. – Les dispositions du I s’appliquent au dossier portant sur le centre de stockage en couche géologique profonde prévu à l’article L. 542-10-1. Toutefois, dans ce cas, il comprend également, si l’exploitant n’est pas propriétaire du terrain servant d’assiette aux installations de surface et des tréfonds contenant les ouvrages souterrains, un document établi par le propriétaire attestant qu’il a donné son accord à l’exploitation de l’installation ou à cet usage de son terrain et qu’il est informé des obligations pouvant être mises à sa charge en application de l’article L. 596-5.

Article R. 593-31

Le plan d’urgence interne mentionné au II de l’article L. 593-6 définit, sur la base de l’étude de dimensionnement figurant dans le rapport de sûreté, les mesures d’organisation, les méthodes d’intervention et les moyens nécessaires que l’exploitant met en œuvre en cas d’incident ou d’accident pour limiter les conséquences sur le personnel, le public et l’environnement et préserver ou rétablir la sûreté de l’installation.

Si un plan particulier d’intervention a été établi en application de la section 2 du chapitre Ier du titre IV du livre VII du code de la sécurité intérieure, le plan d’urgence interne précise les modalités de mise en œuvre des mesures incombant à l’exploitant en application du plan particulier d’intervention.

A l’initiative de l’exploitant ou à la demande de l’Autorité de sûreté nucléaire, le plan d’urgence interne peut être commun à plusieurs installations nucléaires de base voisines ayant le même exploitant. Le cas échéant, il vaut plan d’opération interne au titre de l’article R. 181-54 pour les installations classées pour la protection de l’environnement situées dans le périmètre de l’installation nucléaire de base.

Article R. 593-32

Dans le cas où, en application du deuxième alinéa du III de l’article L. 122-1-1, une actualisation de l’étude d’impact est requise, les collectivités territoriales mentionnées au V de l’article L. 122-1 sont celles mentionnées à l’article R. 593-20 et la procédure prévue par le troisième alinéa du III de l’article L.122-1-1 est mise en œuvre.

Dans le cas où une modification du projet soumis à la demande d’autorisation de création intervient avant la délivrance de l’autorisation de la mise en service, il est fait application, le cas échéant, des dispositions de l’article R. 593-57.

Article R. 593-33

Après avoir vérifié que l’installation respecte les objectifs et les règles définis par les articles L. 593-1 à L. 593-6-1 et par les textes pris pour leur application, l’Autorité de sûreté nucléaire autorise la mise en service de l’installation.

Elle peut subordonner cette autorisation à la prise en compte par l’exploitant des observations qu’elle a, au préalable, présentées à ce dernier sur le


dossier de sa demande et qui visent à assurer la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1.

L’autorité peut surseoir à sa décision d’autoriser la mise en service jusqu’à l’institution des servitudes d’utilité publique mentionnées à l’article L. 593-5. Elle en informe l’exploitant avant le terme du délai mentionné à l’article R. 593-36.

La décision d’autorisation fait l’objet d’une mention au Bulletin officiel de l’Autorité de sûreté nucléaire. L’autorité notifie sa décision à l’exploitant et la communique au ministre chargé de la sûreté nucléaire et au préfet. Elle la communique également à la commission locale d’information, sous réserve des dispositions du VII de l’article R. 593-38.

Article R. 593-34

La décision autorisant la mise en service fixe le délai dans lequel l’exploitant doit présenter à l’Autorité de sûreté nucléaire un dossier de fin de démarrage de l’installation comprenant :

1° Un rapport de synthèse sur les essais de démarrage de l’installation ;

2° Un bilan de l’expérience d’exploitation acquise, au regard de la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 ;

3° Une mise à jour des documents mentionnés à l’article R. 593-30.

Elle peut également définir des étapes intermédiaires dans la réalisation du démarrage et subordonner la réalisation de ces étapes à la fourniture par l’exploitant d’informations à l’autorité ou à l’accord de l’autorité.

Article R. 593-35

Avant le déroulement ou l’achèvement de la procédure définie par la présente section, l’Autorité de sûreté nucléaire peut, par une décision mentionnée à son Bulletin officiel, autoriser une mise en service partielle de l’installation correspondant à l’une des deux catégories d’opérations suivantes :

1° Réalisation d’essais particuliers de fonctionnement de l’installation nécessitant l’introduction de substances radioactives dans celle-ci ;

2° Arrivée de combustible nucléaire dans le périmètre d’un réacteur, à l’exclusion de tout chargement en combustible de ce réacteur.

L’autorisation est accordée au vu d’un dossier établi par l’exploitant et comprenant les éléments pertinents des documents mentionnés au 1°, au 2° et au 3° du I de l’article R. 593-30. L’autorisation définit les opérations autorisées. Elle peut être accordée pour une durée limitée.

Les mises en service partielles ainsi autorisées ne sont pas prises en compte pour l’application de l’article L. 593-13 et de l’article R. 593-37.

Article R. 593-36

Le délai d’instruction des demandes d’autorisation de mise en service est d’un an.

Lorsque la complexité du dossier le justifie ou à la demande de l’exploitant, ce délai peut être porté à deux ans par décision motivée de l’Autorité de sûreté nucléaire.

Le silence gardé par l’autorité à l’expiration de ce délai vaut décision de rejet de la demande.

Section 6 : Prescriptions de l’Autorité de sûreté nucléaire

Article R. 593-38

I. – Lorsque l’Autorité de sûreté nucléaire prévoit d’édicter, pour l’application du décret d’autorisation, des prescriptions à caractère technique relatives à la conception, à la construction ou à l’exploitation de l’installation nucléaire de base, elle en transmet le projet à l’exploitant, qui dispose de deux mois pour lui faire part de ses observations.

II. – Lorsque les prescriptions envisagées sont relatives aux prélèvements d’eau, aux rejets d’effluents dans le milieu ambiant et à la prévention ou à la limitation des nuisances de l’installation pour le public et l’environnement, l’autorité transmet le projet de prescriptions assorti d’un rapport de présentation au préfet mentionné au I de l’article R. 593-21 et à la commission locale d’information.

Le préfet transmet, pour information, le projet de prescriptions et le rapport de présentation au conseil départemental de l’environnement et des risques sanitaires et technologiques mentionné à l’article R. 1416-1 du code de la santé publique.

Le préfet peut également solliciter l’avis de ce conseil sur le projet de prescriptions. Dans ce cas, il en informe l’exploitant au moins huit jours avant la


réunion du conseil, lui en indique la date et le lieu, lui transmet le projet de prescriptions et l’informe de la faculté qui lui est offerte de se faire entendre ou représenter, lors de cette réunion du conseil.

Un représentant de la commission locale d’information peut se faire entendre par le conseil départemental dans les mêmes conditions.

Le président de l’Autorité de sûreté nucléaire ou son représentant peut assister à la réunion du conseil départemental et y présenter ses observations. L’avis du conseil départemental est transmis à l’autorité par le préfet.

La commission locale d’information peut adresser ses observations à l’autorité dans un délai de trois mois à compter de la transmission du projet de prescriptions.

III. – La procédure prévue aux I et II peut être menée concomitamment avec la procédure d’instruction de la demande d’autorisation de création.

La décision de l’Autorité de sûreté nucléaire arrêtant les prescriptions n’intervient qu’après l’entrée en vigueur du décret d’autorisation.

IV. – Les prescriptions arrêtées par l’Autorité de sûreté nucléaire peuvent porter notamment sur :

1° Les dispositions à prendre en vue de prévenir les accidents ou incidents ou d’en limiter les effets ; à ce titre, peuvent être définis les moyens individuels ou collectifs de protection des populations contre les effets des accidents que l’exploitant doit mettre en œuvre ;

2° Les conditions dans lesquelles l’installation peut procéder à des prélèvements d’eau ou à des rejets directs ou indirects d’effluents dans le milieu ambiant, qu’ils soient radioactifs ou non, notamment les valeurs limites d’émission ; les prescriptions tiennent compte, le cas échéant et sous les réserves figurant à l’article L. 227-1, des plans régionaux pour la qualité de l’air, ainsi que des normes et objectifs de qualité et valeurs limites mentionnés respectivement aux articles L. 222-1, L. 211-2, L. 211-4 et L. 221-2 ; elles sont compatibles avec les schémas directeurs d’aménagement et de gestion des eaux et les schémas d’aménagement et de gestion des eaux mentionnés aux articles L. 212-1 et L. 212-3 ;

3° La limitation des nuisances sonores provoquées par l’installation ;

4° La gestion et l’élimination des déchets, radioactifs ou non, produits par l’installation ou

entreposés ou stockés dans celle-ci ; les prescriptions relatives aux déchets radioactifs sont compatibles avec les prescriptions du plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs mentionné à l’article L. 542-1-2 ; les prescriptions relatives aux autres déchets sont compatibles, le cas échéant, avec les plans de prévention et de gestion des déchets mentionnés dans la sous-section 1 de la section 3 du chapitre Ier du titre IV du livre V ;

5° La fabrication, la détention et l’utilisation des sources de rayonnements ionisants nécessaires à l’exploitation de l’installation, incluant la protection contre les actes de malveillance dans les cas prévus au II de l’article L. 1333-9 du code de la santé publique, y compris en matière de transport de ces sources ;

6° Les moyens nécessaires aux analyses et aux mesures utiles au contrôle de l’installation et à la surveillance de ses effets sur l’environnement, ainsi que les conditions dans lesquelles les résultats de ces analyses et de ces mesures sont portés à la connaissance de l’Autorité de sûreté nucléaire et, le cas échéant, à celle du service chargé de la police des eaux et de la direction régionale de l’environnement, de l’aménagement et du logement ;

7° Les informations et les rapports que l’exploitant doit fournir à l’Autorité de sûreté nucléaire, périodiquement ou en cas de situation particulière ;

8° Les modalités pratiques d’information du public sur la sûreté de l’installation et sur son impact sur la santé des personnes et sur l’environnement ainsi que sur les actions à entreprendre en cas d’accident.

Ces prescriptions peuvent subordonner à l’accord de l’Autorité de sûreté nucléaire la réalisation de certaines opérations en considération de leur impact sur les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1. Pour l’obtention de cet accord, l’exploitant adresse à l’autorité un dossier comprenant tous les éléments de justification utiles.

La décision d’accord délivrée par l’autorité peut fixer le délai à l’issue duquel les opérations concernées devront être achevées. Elle peut également prescrire que lui soit transmis un dossier présentant les opérations réalisées et un bilan de leur réalisation au regard de la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1.


Le délai d’instruction des demandes d’accord est fixé à six mois. L’autorité peut proroger ce délai, si elle estime nécessaire de procéder à de nouvelles mesures d’instruction. Le silence gardé par l’autorité à l’expiration de ce délai vaut décision de rejet de la demande.

La décision d’accord de l’Autorité de sûreté nucléaire fait l’objet des mesures de notification, de communication et de publication prévues au VI et au VII.

Les prescriptions peuvent être communes à plusieurs installations ou équipements d’un même site placées sous la responsabilité d’un même exploitant et relevant du régime des installations nucléaires de base.

V. – Sauf pour les installations faisant l’objet du décret mentionné à l’article L. 593-28, lorsque les prescriptions fixent les limites applicables aux rejets d’effluents de l’installation dans le milieu ambiant, l’Autorité de sûreté nucléaire transmet au ministre chargé de la sûreté nucléaire, pour homologation dans les conditions définies aux articles R. 592-19 et R. 592-20, sa décision accompagnée du rapport de présentation et des avis recueillis en application du II du présent article.

Les valeurs limites d’émission, de prélèvement d’eau et de rejet d’effluents de l’installation sont fixées sur la base des meilleures techniques disponibles dans des conditions techniquement et économiquement acceptables en prenant en considération les caractéristiques de l’installation, son implantation géographique et les conditions locales de l’environnement.

VI. – L’Autorité de sûreté nucléaire publie la décision arrêtant les autres prescriptions dans son Bulletin officiel. Elle la notifie à l’exploitant et la communique au ministre chargé de la sûreté nucléaire et au préfet, ainsi qu’à la commission locale d’information.

Le préfet transmet les prescriptions définies au II du présent article aux collectivités territoriales mentionnées à l’article R. 593-20.

Si l’autorisation de création de l’installation a fait l’objet de la procédure de consultation des autorités compétentes d’un Etat étranger, le préfet, à la demande de l’autorité, informe ces autorités de celles de ces prescriptions qui concernent l’impact de l’installation sur le territoire de cet Etat.

VII. – L’autorité, à son initiative ou sur demande de l’exploitant, peut décider d’exclure des publications et communications prévues au VI du présent article les prescriptions dont elle considère que la divulgation serait de nature à porter atteinte à des intérêts mentionnés au I de l’article L. 124-4 ou au II de l’article L. 124-5. « Art. R. 593-39. – Les mesures provisoires mentionnées à l’article L. 593-12 sont prises par décision de l’Autorité de sûreté nucléaire après consultation de l’exploitant, qui dispose d’un délai de deux mois pour présenter des observations. Ce délai peut être réduit, en cas d’urgence, par décision motivée de l’autorité. « Les dispositions du VI et du VII de l’article R. 593-38 sont applicables à ces mesures provisoires.


ANNEXE 3

Extraits de l’arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base

TITRE Ier : DISPOSITIONS GÉNÉRALES

Article 1er.1

Le présent arrêté fixe les règles générales applicables à la conception, la construction, le fonctionnement, la mise à l'arrêt définitif, le démantèlement, l'entretien et la surveillance des installations nucléaires de base, pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement.

Leur application repose sur une approche proportionnée à l'importance des risques ou inconvénients présentés par l'installation. Elle prend en compte l'ensemble des aspects techniques et des facteurs organisationnels et humains pertinents.

Article 1.3

Pour l'application du présent arrêté, les définitions suivantes sont utilisées :

― activité importante pour la protection : activité importante pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement (sécurité, santé et salubrité publiques, protection de la nature et de l'environnement), c'est-à-dire activité participant aux dispositions techniques ou d'organisation mentionnées au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du code de l'environnement ou susceptible de les affecter ;

― agression interne, agression externe : tout événement ou situation qui trouve son origine respectivement à l'intérieur ou à l'extérieur de l'installation nucléaire de base et qui peut entraîner de manière directe ou indirecte des dommages aux éléments importants pour la protection ou remettre en cause le respect des exigences définies;

― décret d'autorisation : décret autorisant la création ou la mise à l'arrêt définitif et le démantèlement ou l'arrêt définitif et le passage en phase de surveillance d'une installation nucléaire de base en application des articles L. 593-7, L. 593-

14, L. 593-25 ou L. 593-30 du code de l'environnement ;

― défaillance interne : dysfonctionnement, panne ou endommagement d'un élément de l'installation ou présent dans l'installation, y compris résultant d'actions humaines inappropriées ;

― démonstration de sûreté nucléaire : ensemble des éléments contenus ou utilisés dans le rapport préliminaire de sûreté et les rapports de sûreté mentionnés aux articles 8, 20, 37 et 43 du décret du 2 novembre 2007 susvisé et participant à la démonstration mentionnée au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du code de l'environnement, qui justifient que les risques d'accident, radiologiques ou non, et l'ampleur de leurs conséquences sont, compte tenu de l'état des connaissances, des pratiques et de la vulnérabilité de l'environnement de l'installation, aussi faibles que possible dans des conditions économiques acceptables ;

― écart : non-respect d'une exigence définie, ou non-respect d'une exigence fixée par le système de management intégré de l'exploitant susceptible d'affecter les dispositions mentionnées au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du code de l'environnement ;

― élément important pour la protection : élément important pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement (sécurité, santé et salubrité publiques, protection de la nature et de l'environnement), c'est-à-dire structure, équipement, système (programmé ou non), matériel, composant, ou logiciel présent dans une installation nucléaire de base ou placé sous la responsabilité de l'exploitant, assurant une fonction nécessaire à la démonstration mentionnée au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du code de l'environnement ou contrôlant que cette fonction est assurée ;

― événement déclencheur : défaillance interne, ou agression interne ou externe, susceptible d'être à l'origine, directement ou indirectement, d'une situation d'incident ou d'accident ;


― événement significatif : écart présentant une importance particulière, selon des critères précisés par l'Autorité de sûreté nucléaire ;

― exigence définie : exigence assignée à un élément important pour la protection, afin qu'il remplisse avec les caractéristiques attendues la fonction prévue dans la démonstration mentionnée au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du code de l'environnement, ou à une activité importante pour la protection afin qu'elle réponde à ses objectifs vis-à-vis de cette démonstration ;

― établissement : ensemble des zones placées sous le contrôle de l'exploitant situées sur un même site ;

― exploitant : personne physique ou morale exploitant une installation nucléaire de base, que sa situation soit régulière ou non, ou ayant déposé une demande d'autorisation de création prévue par l'article L. 593-7 du code de l'environnement en vue d'exploiter une telle installation ;

― facteurs organisationnels et humains : facteurs ayant une influence sur la performance humaine, tels que les compétences, l'environnement de travail, les caractéristiques des tâches, et l'organisation ;

― fonctionnement en mode dégradé : fonctionnement en dehors du fonctionnement normal dont l'acceptabilité pour une durée limitée vis-à-vis des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement est démontrée au titre du deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du même code ;

― fonctionnement normal : fonctionnement de l'installation qui comprend l'ensemble des états et des opérations courants de l'installation, y compris les situations de maintenance ou d'arrêt programmées, que les matières radioactives soient présentes ou non ; relève également du fonctionnement normal toute situation définie comme telle dans la démonstration mentionnée au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du code de l'environnement ;

― incident ou accident : tout événement non prévu en fonctionnement normal ou en fonctionnement en mode dégradé et susceptible de dégrader la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement ; les conséquences potentielles ou réelles d'un accident sont plus graves que celles d'un incident ;

― intervenant extérieur : personne physique ou morale autre que l'exploitant et ses salariés,

réalisant des opérations ou fournissant des biens ou services :

- qui participent à une activité ou à un élément important pour la protection ;

- ou qui participent à une action prévue par le présent arrêté en lien avec une telle activité,

sont notamment concernés les prestataires et sous-traitants, les expérimentateurs et les utilisateurs ;

― situation d'urgence : situation d'urgence radiologique telle que définie à l' article R. 1333-76 du code de la santé publique, ou toute autre situation de nature à affecter gravement les intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement et nécessitant des actions immédiates de la part de l'exploitant ;

― …

TITRE II : ORGANISATION ET RESPONSABILITÉ

Chapitre V : Eléments et activités importants pour la protection

Article 2.5.1

I. ― L'exploitant identifie les éléments importants pour la protection, les exigences définies afférentes et en tient la liste à jour.

II. ― Les éléments importants pour la protection font l'objet d'une qualification, proportionnée aux enjeux, visant notamment à garantir la capacité desdits éléments à assurer les fonctions qui leur sont assignées vis-à-vis des sollicitations et des conditions d'ambiance associées aux situations dans lesquelles ils sont nécessaires. Des dispositions d'études, de construction, d'essais, de contrôle et de maintenance permettent d'assurer la pérennité de cette qualification aussi longtemps que celle-ci est nécessaire.

III. ― L'exploitant expose la démarche de qualification dans les dossiers mentionnés aux articles 8, 20, 37 et 43 du décret du 2 novembre 2007 susvisé. Il liste les principales informations relatives à l'obtention effective de cette qualification dans le dossier mentionné à l'article 20 ou 43 du même décret. Il conserve les documents attestant de la qualification des


éléments importants pour la protection jusqu'au déclassement de l'installation nucléaire de base.

Article 2.5.2

I. ― L'exploitant identifie les activités importantes pour la protection, les exigences définies afférentes et en tient la liste à jour.

II. ― Les activités importantes pour la protection sont réalisées selon des modalités et avec des moyens permettant de satisfaire a priori les exigences définies pour ces activités et pour les éléments importants pour la protection concernés et de s'en assurer a posteriori. L'organisation mise en œuvre prévoit notamment des actions préventives et correctives adaptées aux activités, afin de traiter les éventuels écarts identifiés.

TITRE III : DÉMONSTRATION DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE

Article 3.1

I. ― L'exploitant applique le principe de défense en profondeur, consistant en la mise en œuvre de niveaux de défense successifs et suffisamment indépendants visant, pour ce qui concerne l'exploitant, à :

- prévenir les incidents ; - détecter les incidents et mettre en œuvre

les actions permettant, d'une part, d'empêcher que ceux-ci ne conduisent à un accident et, d'autre part, de rétablir une situation de fonctionnement normal ou, à défaut, d'atteindre puis de maintenir l'installation dans un état sûr ;

- maîtriser les accidents n'ayant pu être évités ou, à défaut, limiter leur aggravation, en reprenant la maîtrise de l'installation afin de la ramener et de la maintenir dans un état sûr ;

- gérer les situations d'accident n'ayant pas pu être maîtrisées de façon à limiter les conséquences notamment pour les personnes et l'environnement.

II. ― La mise en œuvre du principe de défense en profondeur s'appuie notamment sur :

- le choix d'un site adapté, tenant compte notamment des risques d'origine naturelle ou industrielle pesant sur l'installation ;

- l'identification des fonctions nécessaires à la démonstration de sûreté nucléaire ;

- une démarche de conception prudente, intégrant des marges de dimensionnement et recourant, en tant que de besoin, à une redondance, une diversification et une séparation physique adéquates des éléments importants pour la protection qui assurent des fonctions nécessaires à la démonstration de sûreté nucléaire, pour obtenir un haut niveau de fiabilité et garantir les fonctions citées à l'alinéa précédent ;

- la qualité des activités mentionnées à l'article 1er.1 ;

- une préparation à la gestion d'éventuelles situations d'incident et d'accident.

Article 3.2

I. ― La démonstration de sûreté nucléaire est réalisée selon une démarche déterministe prudente. Cette démarche intègre les dimensions techniques, organisationnelles et humaines et prend en compte l'ensemble des états possibles de l'installation, qu'ils soient permanents ou transitoires.

II. ― En complément des événements déclencheurs uniques postulés, la démonstration de sûreté nucléaire traite des situations plausibles de cumul d'événements déclencheurs, sélectionnés selon des critères justifiés notamment au regard des analyses et évaluations mentionnées aux articles 2.7.2 et 3.3.

Article 3.3

La démonstration de sûreté nucléaire comporte en outre, sauf si l'exploitant démontre que ce n'est pas pertinent, des analyses probabilistes des accidents et de leurs conséquences. Ces analyses peuvent être réalisées, sauf prescription particulière contraire de l'Autorité de sûreté nucléaire, selon des méthodes appliquées aux installations mentionnées à l'article L. 512-1 du code de l'environnement. Elles intègrent les dimensions techniques, organisationnelles et humaines.

Article 3.4

I. ― La démonstration de sûreté nucléaire présente la manière dont les fonctions suivantes sont assurées :


- la maîtrise des réactions nucléaires en chaîne ;

- l'évacuation de la puissance thermique issue des substances radioactives et des réactions nucléaires ;

- le confinement des substances radioactives ;

- la protection des personnes et de l'environnement contre les rayonnements ionisants.

II. ― Au titre de la maîtrise des réactions nucléaires en chaîne, l'exploitant démontre que les dispositions prises permettent de prévenir le risque de criticité lorsque cette dernière n'est pas recherchée.

III. ― La fonction de confinement des substances radioactives est assurée par l'interposition, entre ces substances et les personnes et l'environnement, d'une ou plusieurs barrières successives suffisamment indépendantes, et si nécessaire par un système de confinement dynamique. Le nombre et l'efficacité de ces dispositifs sont proportionnés à l'importance et à l'impact des rejets radioactifs potentiels, y compris en cas d'incident ou d'accident.

Article 3.5

Les agressions internes à prendre en considération dans la démonstration de sûreté nucléaire comprennent :

- les émissions de projectiles, notamment celles induites par la défaillance de matériels tournants ;

- les défaillances d'équipements sous pression ;

- les collisions et chutes de charges ; - les explosions ; - les incendies ; - les émissions de substances dangereuses ; - les inondations trouvant leur origine dans

le périmètre de l'installation nucléaire de base ;

- les interférences électromagnétiques ; - les actes de malveillance ; - toute autre agression interne que

l'exploitant identifie ou, le cas échéant, que l'Autorité de sûreté nucléaire juge nécessaire de prendre en compte ;

- les cumuls plausibles entre les agressions ci-dessus.

Article 3.6

Les agressions externes à prendre en considération dans la démonstration de sûreté nucléaire comprennent :

- les risques induits par les activités industrielles et les voies de communication, dont les explosions, les émissions de substances dangereuses et les chutes d'aéronefs ;

- le séisme ; - la foudre et les interférences

électromagnétiques ; - les conditions météorologiques ou

climatiques extrêmes ; - les incendies ; - les inondations trouvant leur origine à

l'extérieur du périmètre de l'installation nucléaire de base, y compris leur effet dynamique ;

- les actes de malveillance ; - toute autre agression externe que

l'exploitant identifie ou, le cas échéant, que l'Autorité de sûreté nucléaire juge nécessaire de prendre en compte ;

- les cumuls plausibles entre les agressions ci-dessus.

Article 3.7

I. ― La démonstration de sûreté nucléaire comporte une évaluation des conséquences potentielles, radiologiques ou non, des incidents et accidents envisagés. Cette évaluation comporte, pour chaque scénario :

- une présentation des hypothèses retenues pour le calcul des rejets et pour les scénarios d'exposition ; les hypothèses retenues pour le calcul des rejets doivent être raisonnablement pessimistes et les scénarios d'exposition doivent être fondés sur des paramètres réalistes sans toutefois tenir compte d'éventuelles actions de protection des populations qui pourraient être mises en œuvre par les pouvoirs publics ;

- une estimation des doses efficaces et de l'intensité des phénomènes non radiologiques auxquelles les personnes et l'environnement sont susceptibles d'être exposés à court, moyen et long termes, en distinguant les différentes classes d'âge lorsque nécessaire, et en considérant les


différentes voies de transfert des substances dangereuses ; en cas de rejet de substances radioactives le justifiant, l'estimation inclut les doses équivalentes à la thyroïde ;

- une estimation de l'étendue des zones susceptibles d'être affectées ;

- pour les incidents ou accidents ayant des conséquences à l'extérieur du site, la cinétique d'évolution des phénomènes dangereux et de propagation de leurs effets.

II. ― L'intensité des phénomènes dangereux non radiologiques est définie par rapport à des valeurs de référence exprimées sous forme d'effets toxiques, d'effets de surpression, d'effets thermiques et d'effets liés à l'impact d'un projectile pour les hommes et les structures. Les valeurs de référence à utiliser sont celles figurant à l'annexe II de l'arrêté du 29 septembre 2005.

III. ― L'intensité des phénomènes dangereux radiologiques est définie par rapport à des valeurs de référence exprimées sous forme de niveaux d'intervention des pouvoirs publics en situation d'urgence radiologique, tels que définis par l'Autorité de sûreté nucléaire en application de l' article R. 1333-80 du code de la santé publique.

Article 3.8

I. ― La démonstration de sûreté nucléaire s'appuie sur :

- des données à jour et référencées ; elle tient notamment compte des informations disponibles mentionnés à l'article 2.7.2 ;

- des méthodes appropriées, explicitées et validées, intégrant des hypothèses et des règles adaptées aux incertitudes et aux limites des connaissances des phénomènes mis en jeu ;

- des outils de calcul et de modélisation qualifiés pour les domaines dans lesquels ils sont utilisés.

II. ― L'exploitant précise et justifie ses critères de validation des méthodes, de qualification des outils de calcul et de modélisation et d'appréciation des résultats des études réalisées pour démontrer la sûreté nucléaire.

Article 3.9

La démonstration de sûreté nucléaire doit justifier que les accidents susceptibles de conduire à des rejets importants de matières dangereuses ou à des effets dangereux hors du site avec une cinétique qui ne permettrait pas la mise en œuvre à temps des mesures nécessaires de protection des populations sont impossibles physiquement ou, si cette impossibilité physique ne peut être démontrée, que les dispositions mises en œuvre sur ou pour l'installation permettent de rendre ces accidents extrêmement improbables avec un haut degré de confiance.


Annexe 4

Avis IRSN 2017-00316 du 6 octobre 2017 - Institut Laue Langevin, réacteur à haut flux (INB n°67), modification de l’absorbant des barres de sécurité

Fontenay-aux-Roses, le 6 octobre 2017 Monsieur le Président de l’Autorité de sûreté nucléaire

Adresse Courrier BP 17 92262 Fontenay-aux-Roses Cedex France Siège social 31, av. de la Division Leclerc 92260 Fontenay-aux- Roses Standard +33 (0)1 58 35 88 88 RCS Nanterre 8 440 546 018

Avis IRSN/2017-00316 Objet : Institut Laue-Langevin Réacteur à haut flux (INB n°67) Modification de l’absorbant des barres de sécurité Réf. : 1. Lettre ASN CODEP-LYO-2017-021988 du 2 juin 2017 2. Lettre ASN CODEP-DRC-2012- 048088 du 29 octobre 2012 Par lettre citée en première référence, l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) demande l’avis et les observations de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) sur la demande d’autorisation de modification de l’absorbant des barres de sécurité formulée par l’Institut Laue-Langevin (ILL), exploitant du réacteur à haut flux (RHF) situé à Grenoble. Cette modification consiste à remplacer l’absorbant des barres de sécurité, aujourd’hui en AIC1, par un absorbant en hafnium, afin notamment d’augmenter l’anti réactivité lors de la chute de ces barres. Contexte Le RHF, qui est dédié à la recherche fondamentale, a pour objectif de produire des faisceaux de neutrons très intenses. D’une puissance thermique de 58,3 MWth, ce réacteur fonctionne avec un seul élément combustible qui est modéré et refroidi par un circuit primaire en eau lourde. Ce dernier est situé au centre d’un bidon réflecteur qui est fixé au fond d’une piscine remplie d’eau légère. Le pilotage du réacteur est assuré par l’intermédiaire d’une barre spécifique (barre de pilotage) qui se déplace dans la cavité centrale de l’élément combustible. L’analyse de sûreté par conditions de fonctionnement du RHF comporte une étude de rupture complète du collecteur d’entrée d’eau lourde dans le cœur du réacteur. Ce transitoire conduit à l’introduction d’eau légère entre les plaques de l’élément combustible du réacteur et donc à une insertion brutale de réactivité2. En 2012, l’exploitant a réévalué les conséquences de ce transitoire afin de démontrer que le cœur du réacteur n’est pas, après la chute de quatre des cinq barres de sécurité (BS), dans un état prompt critique.

______________________ 1 L’AIC est un alliage d’argent, d’indium et de cadmium. 2 L’insertion de réactivité s’explique par le fait que l’eau légère introduite modifie

les conditions de thermalisation des neutrons et les interactions neutroniques entre plaques combustibles.


À la suite de l’instruction de cette étude par l’IRSN, l’ASN a demandé à l’exploitant par lettre citée en seconde référence :

de considérer ce transitoire comme une condition de fonctionnement de quatrième catégorie, et non comme une condition de fonctionnement complémentaire comme proposé initialement par l’ILL ;

de reconsidérer « le dimensionnement neutronique du système de protection du réacteur de manière à pouvoir assurer, avec un niveau de confiance suffisant, l’absence d’atteinte de l’état prompt critique du coeur en cas de rupture complète du collecteur d’entrée d’eau lourde » ;

« à défaut, d’étudier, au plus tard pour le prochain réexamen de sûreté, de manière plus fine au plan thermo-hydraulique, le scénario de rupture complète du collecteur d’entrée d’eau lourde, en reconsidérant certaines hypothèses pénalisantes… ».

Dans ce contexte, l’ILL a transmis une déclaration de modification relative au remplacement progressif des BS. Par ailleurs, l’ILL a indiqué qu’une nouvelle étude du transitoire thermo-hydraulique précité serait transmise dans le dossier de réexamen de sûreté. Au nombre de cinq, les BS sont disposées autour du cœur, légèrement inclinées par rapport à la verticale. Une BS comprend essentiellement deux parties :

l’organe de manœuvre qui émerge du bidon réflecteur et qui baigne dans l’eau légère de la piscine. Il est notamment constitué de l’électro-aimant d’accrochage ;

l’élément absorbant. En partie haute de celui-ci, un manchon permet d’assembler l’élément absorbant à l’organe de manœuvre par l’intermédiaire d’un dispositif d’accrochage à baïonnette. Il est à noter que seule la partie basse de l’absorbant est soumise à un flux de neutron significatif.

L’exploitant envisage de remplacer l’absorbant des BS, aujourd’hui en AIC, par un absorbant en hafnium, et de modifier la conception du manchon d’accrochage, l’organe de manœuvre restant inchangé. L’exploitant retient les principes de conception suivants :

la masse du nouvel absorbant doit être identique à celle de l’ancien, afin de ne pas modifier, a priori, le temps de chute des BS ;

l’absorbant en hafnium ne sera pas gainé, contrairement à l’actuel absorbant qui est revêtu d’un gainage afin d’éviter la dissolution de l’argent. L’exploitant précise à cet égard que l’hafnium est inerte dans l’eau lourde. L’absence de gainage permet à l’exploitant de modifier la conception du manchon d’accrochage : o l’ancien manchon, en inconel 600, était accroché avec l’absorbant en AIC à l’aide d’un

système mécanique pour ne pas remettre en cause le gainage, o le nouveau manchon, en zircaloy 4, est directement soudé par faisceau d’électrons

avec l’hafnium de l’absorbant. En appui à sa déclaration de modification, l’exploitant a transmis une analyse de sûreté ainsi qu’une mise à jour du rapport de sûreté. Dans ces documents sont décrits l’ancien et le nouvel absorbant afin de permettre à l’exploitant de modifier, dans un premier temps, une seule BS, et ensuite de modifier les quatre autres. Contour de l’évaluation de l’IRSN

L’instruction de l’IRSN a porté sur :

le respect des exigences définies afférentes aux barres de sécurité et les essais de qualification associés ;


la conformité des exigences de fabrication au regard des conditions d’ambiances subies par les BS. En particulier, le traitement des non-conformités ouvertes lors de la fabrication de l’absorbant a été évalué.

Conformément à la lettre citée en première référence, l’IRSN a également examiné la réponse de l’exploitant relative au reclassement du scénario de rupture complète du collecteur d’entrée d’eau lourde.

L’évaluation du dimensionnement neutronique du système de protection du réacteur sera quant à elle réalisée dans le cadre de l’instruction de l’étude du scénario de rupture complète du collecteur d’entrée d’eau lourde mise à jour que l’exploitant doit transmettre, conformément au courrier cité en seconde référence, au plus tard pour le prochain réexamen de sûreté.

De l’évaluation du dossier transmis par l’exploitant complété par les éléments recueillis au cours de l’instruction technique, l’IRSN retient les points développés ci-après.

Exigences définies et essais de qualification

L’IRSN rappelle que les BS doivent, après avoir chuté, conserver leur intégrité et être maintenues en place afin d’assurer la maîtrise de la réactivité pendant et après un séisme. Par ailleurs, la vitesse maximale d’extraction des BS doit être compatible avec la capacité de l’instrumentation neutronique à contrôler la montée en puissance du réacteur. En outre, des exigences définies relatives au temps de chute et à l’anti réactivité apportée leur sont assignées.

L’exploitant ne présente dans son dossier aucun élément concernant la qualification des BS au SMS (séisme majoré de sécurité). Ce point fait l’objet de la recommandation n°1 formulée en annexe au présent avis.

Par ailleurs, l’exploitant ne donne aucune information concernant la capacité de l’instrumentation neutronique à contrôler la montée en puissance du réacteur lors de l’extraction, à vitesse maximale, de cinq BS en hafnium. Ce point fait l’objet de la recommandation n°2 formulée en annexe au présent avis.

Concernant le temps de chute maximal des BS, l’exploitant prévoit de réaliser une série de cinq mesures in situ avec la nouvelle BS en hafnium, ce qui n’appelle pas de remarque.

S’agissant de l’anti réactivité apportée par les BS, il convient de préciser que certaines barres apportent plus d’anti-réactivité que d’autres3 et que l’anti-réactivité apportée par une barre est également fonction de la position de la barre de pilotage (BP) dans le cœur et de la position des autres BS. L’exploitant a réalisé un ensemble de calculs, avec le code MCNP4 et un nouveau modèle du cœur, visant à démontrer que le nouvel absorbant (hafnium) apporte, quelle que soit la situation envisagée, plus d’anti réactivité que l’ancien (AIC) et a évalué l’effet du vieillissement (soit l’évolution de la composition isotopique de l’absorbant) sur l’anti réactivité apportée par les BS.

L’IRSN a examiné la validité du modèle de calcul utilisé, le caractère exhaustif des situations envisagées ainsi que les calculs réalisés.

Il ressort de cette évaluation que la démarche adoptée par l’exploitant pour valider le nouveau modèle du cœur du RHF est satisfaisante. Toutefois, l’exploitant n’a pas apporté d’éléments permettant de justifier la capacité du code MCNP, associé à la bibliothèque de données nucléaires utilisée, à modéliser correctement l’hafnium. Ce point fait l’objet de la recommandation n°3 formulée en annexe au présent avis.

_______________________________________ 3 En raison de la disposition des éléments expérimentaux dans le bloc pile, les conditions de réflexion

et donc le flux neutronique ne sont pas symétriques. En conséquence, l’anti-réactivité apportée par chaque BS n’est pas identique.

4 Monte-Carlo N-Particle transport est une plateforme logicielle de simulation utilisant la méthode de Monte-Carlo pour modéliser des processus de physique nucléaire.


L’exploitant a comparé l’efficacité des BS pour un ensemble de configurations. Les résultats des études menées montrent que la modification d’une seule BS apporte un léger gain en anti-réactivité mais statistiquement significatif, et que le remplacement de toutes les BS apporte un gain significatif. De plus, l’exploitant estime que, lors d’un transitoire de réactivité, l’efficacité des BS comportant un absorbant en hafnium est au moins équivalente à celle des BS actuelles (comportant un absorbant en AIC).

En outre, l’exploitant a réalisé des calculs d’évolution isotopique de l’absorbant en hafnium. Il en conclut que l’effet du vieillissement sur l’anti-réactivité apportée par la BS en hafnium est négligeable, ce qui n’appelle pas de remarque.

L’IRSN considère que les calculs présentés par l’exploitant sont, sous réserve que ce dernier justifie la qualification du code MCNP associé à la bibliothèque ENDF/B-VII.0 pour l’hafnium, suffisants pour démontrer que le remplacement des barres de sécurité proposé n’entraîne aucune régression concernant leur apport en anti-réactivité. Aussi, le remplacement de toutes les barres est de nature à réduire le risque de criticité prompte en cas de rupture du collecteur d’entrée d’eau lourde.

Enfin, l’exploitant a prévu d’effectuer, pour le futur absorbant en hafnium et pour l’absorbant actuel en AIC, une mesure in situ de l’anti-réactivité par approche sous critique. L’exploitant va ainsi vérifier expérimentalement que le poids neutronique de la nouvelle BS en hafnium est supérieur ou égal, aux incertitudes de mesure près, à celui de la barre actuelle en AIC.

Le programme de qualification in situ des nouvelles barres de sécurité proposé par l’exploitant n’appelle pas de remarque.

Exigences de conception et de construction

L’analyse de sûreté de l’exploitant présente une justification du bon comportement du zircaloy et de l’hafnium dans le bloc pile du RHF ainsi qu’une description de la fabrication de l’absorbant.

Les justifications de l’exploitant concernant le comportement du zircaloy et de l’hafnium dans le bloc pile du RHF n’appellent pas de remarque.

Le zircaloy 4 tel qu’approvisionné pour réaliser le manchon d’accrochage est spécifié selon la norme ASTM B351 grade R60804 qui est dédiée aux applications nucléaires. Les résultats du contrôle de la composition chimique du produit fini et des essais normalisés de traction à température ambiante montrent que la composition chimique du manchon et les caractéristiques mécaniques des éprouvettes sont tel que requis par la spécification d’approvisionnement.

Le barreau d’hafnium tel qu’approvisionné pour réaliser l’absorbant est spécifié selon la norme ASTM B737 Grade R3, norme moins exigeante en matière de teneur en impureté que les grades R15 ou R2 qui sont spécifiques à l’industrie nucléaire. Aussi, l’exploitant a analysé la composition chimique du produit fini afin de démontrer que la concentration de certains éléments chimiques est conforme aux exigences du grade R1, sans toutefois analyser la concentration de tous les éléments chimiques spécifiés dans la norme ASTM B737 grade R1. L’exploitant a évalué l’influence, sur l’anti réactivité apportée, des éléments qui ont fait l’objet d’une analyse chimique. Selon les résultats présentés, une baisse de densité correspondant à la teneur en impureté enveloppe a une influence négligeable sur l’anti réactivité apportée. En tout état de cause, l’IRSN estime que l’exploitant devra, pour les futurs approvisionnements d’absorbants en hafnium, étendre les analyses chimiques réalisées à l’ensemble des éléments concernés par le grade R1 de la norme ASTM B737. Ce point fait l’objet de la recommandation n°4 formulée en annexe au présent avis.

_____________________________ 5 La norme ASTM B737 spécifie un ensemble d’exigences pour l’approvisionnement de barreaux en

hafnium. Les exigences relatives à la composition chimique de la matière approvisionnée sont fonction du grade retenu. Pour le grade R1, les critères en termes de concentration maximale sont plus exigeants que pour le grade R3 et le nombre d’éléments chimiques spécifiés est plus important.


S’agissant du soudage du manchon en zircaloy 4 et de l’absorbant en hafnium, l’exploitant a indiqué que la procédure de qualification de mode opératoire est conforme au CODAP6 et à la norme EN ISO 156147. En conformité avec cette norme, des coupons de qualification représentatifs de l’absorbant ont subi des contrôles non destructifs (visuel, ressuage et contrôle radiographique) et des essais destructifs. L’exploitant a justifié, au cours de l’instruction, l’utilisation du CODAP, qui n’est pas dédiée aux équipements soumis à irradiation significative, en indiquant que le seuil d’irradiation, défini dans le RCC-MRx, au-dessous duquel l’irradiation du zircaloy 4 peut être négligée, ne sera pas atteint avant dix-huit années de fonctionnement. Ceci n’appelle pas de remarque.

Ce soudage est réalisé par faisceau d’électrons dans une chambre sous vide. La procédure de soudage prévoit un contrôle visuel de la soudure, un examen par ressuage et un examen radiographique. L’IRSN relève que l’absorbant n’a pas fait l’objet d’une passivation après soudure. De plus, les matériaux approvisionnés n’ont pas fait l’objet d’essais visant à démontrer leur tenue à la corrosion. Ce point fait l’objet de la recommandation n°5 formulée en annexe au présent avis.

L’exploitant a évalué la contrainte maximale dans la soudure de liaison hafnium-zircaloy afin de démontrer que celle-ci est inférieure à la contrainte obtenue lors des essais de traction. Selon les calculs réalisés par l’exploitant, la contrainte maximale dans la soudure de liaison est environ douze fois moins importante que la contrainte de traction. Ceci n’appelle pas de remarque.

À l’issue de la fabrication de l’absorbant, trois fiches de non-conformité ont été ouvertes par l’exploitant. L’IRSN considère que leur traitement est satisfaisant.

Analyse par conditions de fonctionnement

Conformément à la demande de l’ASN, l’exploitant a classé la rupture complète du collecteur d’entrée d’eau lourde comme condition de fonctionnement de quatrième catégorie. Comme indiqué précédemment, l’ILL a précisé qu’une nouvelle étude du scénario précité sera transmise dans le cadre du réexamen de sûreté de l’installation. Toutefois, l’IRSN relève que les exigences définies afférentes aux EIP ne sont de manière générale pas mentionnées dans le référentiel de sûreté mis à jour, de même que les exigences de conception et de construction, ce qui ne répond pas au titre 2 de l’arrêté du 7 février 2012.

Conclusion

En conclusion de son évaluation, l’IRSN estime que, du point de vue de la sûreté, la modification de l’absorbant des barres de sécurité est de nature à réduire le risque de criticité prompte en cas de rupture du collecteur d’entrée d’eau lourde. Elle est néanmoins assujettie à la prise en compte des recommandations formulées en annexe au présent avis. En particulier, l’IRSN considère que l’exploitant devra démontrer, en préalable à la mise en œuvre de la modification, que les barres de sécurité comportant un absorbant en hafnium restent intègres et en place dans le bloc pile en cas de séisme de niveau SMS. Enfin, l’évaluation du dimensionnement neutronique du système de protection du réacteur, et ainsi du caractère suffisant de l’anti réactivité apportée par les BS, sera réalisée dans le cadre de l’instruction de l’étude du scénario de rupture complète du collecteur d’entrée d’eau lourde mise à jour, que l’exploitant doit transmettre au plus tard pour le prochain réexamen de sûreté.

Pour le Directeur général et par délégation,

Frédérique PICHEREAU

Adjoint au Directeur de l’expertise de sûreté

__________________________________________ 6 Le CODAP (Code de Construction des Appareils à Pression non soumis à la flamme) propose des

règles de conception, calcul, construction et inspection pour les appareils à pression. 7 Cette norme définit les conditions d’exécution des épreuves de qualification de mode opératoire

de soudage ainsi que les limites de validité d’un mode opératoire de soudage qualifié.


Annexe à l’Avis IRSN/2017-00316 du 6 octobre 2017 Recommandations

Recommandation n° 1 :

L’IRSN recommande que l’exploitant démontre, en préalable à la mise en place des barres de sécurité comportant un absorbant en hafnium, que leur intégrité et leur maintien en place dans le bloc pile sont assurés en cas de séisme de niveau SMS.


L’IRSN recommande que l’exploitant s’assure, avant le remplacement de l’ensemble des barres de sécurité, que l’instrumentation neutronique permet de contrôler la montée en puissance du réacteur lors de l’extraction des barres de sécurité en hafnium à la vitesse maximale fixée dans le rapport de sûreté.


L’IRSN recommande que l’exploitant justifie, avant le démarrage du cycle avec une barre de sécurité en hafnium, la qualification du code MCNP associé à la bibliothèque ENDF/B-VII.0 pour un absorbant en hafnium avec un milieu représentatif du RHF.


L’IRSN recommande que l’exploitant réalise, pour les futures barres en hafnium, l’ensemble des analyses chimiques requises au titre du grade R1 de la norme ASTM B737 et s’assure que les concentrations en impuretés sont inférieures aux valeurs spécifiées pour ce grade.


L’IRSN recommande que l’exploitant assure un suivi périodique de l’état de la corrosion de l’absorbant des barres de sécurité.


Annexe 5

Eléments techniques complémentaires émis par l’IRSN

sur la qualification du code MCNP

Les calculs MCNP (Monte-Carlo N-Particle transport est une plateforme logicielle de simulation numérique utilisant la méthode de Monte-Carlo pour modéliser des processus de physique nucléaire) réalisés par l'exploitant pour comparer l'anti-réactivité apportée par les deux types d'absorbant sont basés sur le modèle MCNP RHF_v3.1.

Ce modèle est issu d'une mise à jour du modèle RHF_v2.1 qui est décrit dans le rapport RHF 447, intitulé « Étude neutronique du RHF ». Les modifications apportées au modèle RHF_v2.1 ainsi que leur incidence sont évaluées dans le rapport RHF 565, intitulé « Validation du modèle RHF v3.1 ».

Pour valider le modèle RHF_v3.1, l'ILL a comparé les résultats de k-effectifs du cœur obtenus avec l'ancien et le nouveau modèle pour un ensemble de configurations. L'ILL a également recalculé les valeurs de k-effectifs pour les cas-tests qui ont contribué à la qualification du modèle RHF_v2.11 (Rapport OCDE/NEA benchmark IRPhEP, mars 2018). En effet, pour achever la démarche de vérification, validation et qualification, des exercices d'inter-comparaison (benchmarks) sont réalisés pour obtenir une estimation des incertitudes du calcul neutronique.

Les résultats montrent que les écarts sur les valeurs de keff du cœur sont faibles (la grandeur permettant de quantifier le risque de criticité, est le facteur de multiplication effectif « keff » : inférieur, égal ou supérieur à 1 suivant que le système considéré est respectivement sous-critique, critique ou sur-critique).

S'agissant des cas-tests, l'IRSN relève que les écarts (C-E)/E (il s'agit du rapport Calcul-Expérience/Expérience), présentés dans le rapport RHF 565, sont supérieurs avec le nouveau modèle, ce qui laisse supposer que ce modèle est moins précis que l'ancien. Cependant, l'exploitant a indiqué, au cours de l'instruction (cf. télécopie citée en référence [10]), que « la différence entre le modèle IRPhEP et les calculs suivants tient au fait que le RHF ne comporte plus le doigt de gant II-14 alors qu'il était présent lors de l'expérience de 2006 ayant servi de référence au benchmark IRPhEP ».

Pour étayer son argumentaire, l'exploitant a réalisé de nouveaux calculs pour les cas-tests du benchmark avec le modèle RHF_v3.1 en réintroduisant le doigt de gant IH4. Les résultats obtenus sont alors tout à fait compatibles avec l'incertitude du modèle du benchmark.

Il convient de rappeler que le modèle RHF_v2.1 a été évalué par l'IRSN dans le cadre du dossier relatif à la rupture des doigts de gants. L'IRSN estimait alors que « l'étude neutronique présentée par l'ILL [...] utilise des méthodes, outils et données nucléaires à l'état de l'art, associés à un modèle détaillé du bloc pile du réacteur. De plus, ce modèle a fait l'objet d'un benchmark dans le cadre du projet international IRPhE, ce qui est de nature à renforcer la robustesse et la fiabilité des calculs présentés ».

Aussi, sur la base de l'ensemble des éléments susmentionnés, l'IRSN considère que la démarche adoptée par l'exploitant pour valider le nouveau modèle MCNP du cœur du RHF est satisfaisante.

Toutefois, l'exploitant n'apporte pas d'éléments permettant de justifier la capacité du code MCNP, associé à la bibliothèque de données nucléaires ENDF/B-VI1.0, à modéliser correctement l'hafnium. En effet, les résultats expérimentaux disponibles mettant en œuvre de l'hafnium ont été obtenus pour des milieux fissiles et un modérateur différents de celui du RHF. Aussi, l'IRSN estime que l'exploitant doit justifier la qualification du code MCNP associé à la bibliothèque de données nucléaires ENDF/B-VI1.0 pour un absorbant en hafnium avec un milieu représentatif du RHF.


Annexe 6

Informations générales sur le réacteur à haut flux (RHF)

Le cœur du Réacteur Haut Flux de l’ILL est constitué d’un élément combustible unique d’uranium très enrichi refroidi à l’eau lourde et permet ainsi de produire le flux de neutrons le plus intense du monde soit 1,5 x 1015 neutrons par seconde et par cm2. La puissance thermique, de 58 MW est évacuée par un circuit secondaire alimenté par l’eau du Drac (un affluent de l’Isère). La cuve à eau lourde contenant le cœur est située dans une piscine remplie d’eau déminéralisée qui assure une protection vis-à-vis des rayonnements neutrons et gammas émis par le cœur.

Le réacteur est piloté au moyen d’une barre absorbante de neutrons que l’on extrait au fur et à mesure de la consommation de l’uranium. Il possède, en outre, 5 barres de sécurité, également absorbantes de neutrons, dont la fonction est l’arrêt d’urgence du réacteur.

Les neutrons produits dans le réacteur par la réaction de fission ont une très grande énergie. Ils sont ralentis par l’eau lourde afin de pouvoir à la fois provoquer de nouvelles fissions pour entretenir la réaction en chaîne et alimenter les dispositifs expérimentaux des scientifiques.

Trois dispositifs situés à proximité immédiate du cœur permettent également de produire des neutrons chauds (10 km/s) ainsi que les neutrons froids et ultra-froids (700 m/s et 10 m/s) : il s’agit d’une part de la source chaude, constituée d’une sphère de graphite maintenue à 2600°C et de deux sources froides, dont la plus importante est constituée d’une sphère contenant 20 litres de Deutérium maintenue à l’état liquide à -248°C dans laquelle les neutrons, par une succession de collisions avec les atomes de deutérium sont ralentis à l’énergie recherchée. Les neutrons sont alors prélevés au sein de la cuve par une vingtaine de canaux, dont certains pointent sur l’une des sources froides ou chaude. Ces canaux, prolongés par des guides de neutrons alimentent ensuite une quarantaine d’aires expérimentales équipées d’une instrumentation de pointe situées jusqu’à 100 mètres du réacteur.


Annexe 7

Fiches récapitulatives sur certains radionucléides Extrait du « Guide pratique Radionucléides et Radioprotection » de D. Delacroix et al. EDP SCIENCE édition 2006



Annexe 8

Extraits du code de la santé publique (partie réglementaire)

Première partie : Protection générale de la santé

Livre III : Protection de la santé et environnement

Titre III : Prévention des risques sanitaires liés à l'environnement et au travail

Chapitre III : Rayonnements ionisants

Section 1 : Mesures générales de protection de la population contre les rayonnements ionisants

Sous-section 2 : Dispositions générales pour toute activité nucléaire

Paragraphe 3 : Principes de justification, d’optimisation et de limitation

R. 1333-11

I.- Pour l’application du principe de limitation défini au 3° de l’article L. 1333-2, la limite de dose efficace pour l’exposition de la population à des rayonnements ionisants résultant de l’ensemble des activités nucléaires est fixée à 1 mSv par an, à l’exception des cas particuliers mentionnés à l’article R. 1333-12.

II.- La limite de dose équivalente est fixée pour :

1° Le cristallin à 15 mSv par an ;

2° La peau à 50 mSv par an en valeur moyenne pour toute surface de 1 cm2 de peau, quelle que soit la surface exposée.

Section 6 : Régime administratif principal pour les activités nucléaires, à l’exclusion du transport

de substances radioactives

Sous-section 1 : Champ d’application

R. 1333-104

I.- Sont soumises au régime de déclaration, d’enregistrement ou d’autorisation mentionné à l’article L. 1333-8, les activités nucléaires suivantes, sous réserve des dispositions de l’article L. 1333-9 :

1° Pour les sources radioactives et produits et dispositifs en contenant :

a) La fabrication ;

b) L’utilisation ou la détention ;

c) La distribution, l’importation depuis un pays tiers à l’Union européenne ou l’exportation hors de l’Union européenne.

2° Pour les accélérateurs de tout type de particules et les appareils électriques émettant des rayonnements ionisants :

a) La fabrication ;

b) L’utilisation ou la détention d’appareils en

situation de fonctionnement ou contenant des pièces activées ;

c) La distribution, à l’exception de la distribution des appareils disposant du marquage CE utilisés pour des applications médicales.

[…]

R. 1333-106

I.- Sous réserve des dispositions de l’article R. 1333-107, sont exemptées de l’autorisation, de l’enregistrement ou de la déclaration prévue à l’article L. 1333-8 :

1° La détention, la fabrication, l’utilisation, la distribution, l’importation et l’exportation de sources radioactives et produits ou dispositifs en contenant si la valeur du coefficient Q correspondant à la somme pondérée des activités en radionucléides présents à un moment quelconque dans le lieu où l’activité est exercée ou objet de l’activité, divisées par la valeur limite d’exemption fixée à la deuxième colonne du tableau 2 de l’annexe 13-8 pour chacun de ces radionucléides est inférieure à 1 ;

2° La détention, la fabrication, l’utilisation, la distribution, l’importation et l’exportation de sources radioactives et produits ou dispositifs en contenant si la valeur du coefficient QM correspondant à la somme pondérée des activités massiques en radionucléides de chaque ensemble homogène ou connexe présent à un moment quelconque dans le lieu où l’activité est exercée ou objet de l’activité, divisées par la valeur limite d’exemption fixée au tableau 1 ou à la troisième colonne du tableau 2 de l’annexe 13-8 pour chacun de ces radionucléides est inférieure à 1 ;

3° Les activités nucléaires mentionnées au 2° du I de l’article R. 1333-104 lorsque les éléments de l’appareil électrique fonctionnent sous une différence de potentiel inférieure ou égale à 5 kV ;

4° Les activités nucléaires mentionnées aux a et b du 2° du I de l’article R. 1333-104 et au c de ce même 2° lorsque l’appareil électrique est un microscope électronique, si les appareils ne créent, par conception et dans les conditions normales d’utilisation, en aucun point situé à une distance de 0,1 m de leur surface accessible, un débit d’équivalent de dose supérieur à 1 microSv. h-1 et


répondant à l’une des deux conditions suivantes :

a) L’appareil bénéficie d’un certificat d’exemption délivré par décision de l’Autorité de sûreté nucléaire homologuée par le ministre chargé de la radioprotection du fait qu’il assure une protection efficace des personnes et de l’environnement contre les rayonnements ionisants ;

b) L’appareil électrique utilisé est un tube cathodique destiné à l’affichage d’images, ou tout autre appareil électrique fonctionnant sous une différence de potentiel inférieure ou égale à 30 kV ;

5° Tout ou partie des activités mentionnées au 1° du I de l’article R. 1333-104 pour les biens de consommation et produits de construction qui bénéficient d’une dérogation accordée en application de l’article R. 1333-4, lorsque cette dérogation prévoit une telle exemption pour cette ou ces activités.

[…]

Sous-section 2 : Régime des déclarations

R. 1333-109

Sont soumises à déclaration la fabrication, la détention ou l’utilisation de sources de rayonnements ionisants lorsque l’activité remplit l’une des deux conditions suivantes :

1° La somme pondérée des concentrations massiques d’activité en radionucléides divisées par la valeur limite de déclaration fixé à la quatrième colonne du tableau 2 de l’annexe 13-8 pour chacun de ces radionucléides est inférieure à 1 et l’activité n’est pas exemptée en application de l’article R. 1333-106. Cette somme pondérée des activités massiques est réalisée en prenant en compte tous les

radionucléides présents à un moment quelconque sur chaque ensemble homogène ou connexe présent sur le lieu où l’activité nucléaire est exercée ;

2° La source de rayonnements ionisants est fabriquée, détenue ou utilisée dans le cadre d’une activité nucléaire inscrite sur une liste établie par décision de l’Autorité de sûreté nucléaire homologuée par le ministre chargé de la radioprotection. Cette liste d’activités nucléaires tient compte, notamment, de la justification de l’activité nucléaire, des caractéristiques des sources de rayonnements ionisants et des dispositifs en contenant, de leur conception, de leurs conditions d’utilisation et des dispositifs prévus pour assurer une protection efficace des personnes et de l’environnement.

[…]

Sous-section 3 : Régime des enregistrements

R. 1333-113

I.- Sont soumises à enregistrement les activités nucléaires définies à l’article R. 1333-104 et inscrites sur une liste établie par décision de l’Autorité de sûreté nucléaire homologuée par le ministre chargé de la radioprotection.

Nb. Cette décision n’étant pas encore prise par l’ASN, l’enregistrement n’est pas encore applicable.

Sous-section 4 : Régime des autorisations

Paragraphe 1er : Champ d’application

R. 1333-118

Sont soumises à autorisation les activités nucléaires définies à l’article R. 1333-104 qui ne relèvent pas des dispositions de l’article R. 1333-106 ni des sous-sections 2 et 3 de la présente section.


Annexe 9

Extraits du code du travail (partie réglementaire)

Quatrième partie : Santé et sécurité au travail

Livre IV : Prévention de certains risques d'exposition

Titre V : Prévention des risques d'exposition aux rayonnements

Chapitre Ier : Prévention des risques d'exposition aux rayonnements ionisants

Section 3 : Valeurs limites et niveau de référence

Sous-section 1 : Valeurs limites d'exposition

R. 4451-6

L’exposition d’un travailleur aux rayonnements ionisants ne dépasse pas :

1° Pour l’organisme entier, la valeur limite d’exposition de 20 millisieverts sur douze mois consécutifs, évaluée à partir de la dose efficace ;

2° Pour les organes ou les tissus, les valeurs limites d’exposition, évaluées à partir des doses équivalentes correspondantes, suivantes :

a) 500 millisieverts sur douze mois consécutifs, pour les extrémités et la peau. Pour la peau, cette limite s’applique à la dose moyenne sur toute surface de 1 cm2, quelle que soit la surface exposée ;

b) 20 millisieverts sur douze mois consécutifs, pour le cristallin.

Section 5 : Mesures et moyens de prévention

Sous-section 2 Aménagement du lieu de travail

Paragraphe 5 : Gestion de la contrainte de dose

R. 4451-33

I.- Dans une zone contrôlée ou une zone d’extrémités définies à l’article R. 4451-23 ainsi que dans une zone d’opération définie à l’article R. 4451-28, l’employeur :

1° Définit préalablement des contraintes de dose individuelle pertinentes à des fins d’optimisation de la radioprotection ;

2° Mesure l’exposition externe du travailleur au cours de l’opération à l’aide d’un dispositif de mesure en temps réel, muni d’alarme, désigné dans le présent chapitre par les mots « dosimètre opérationnel » ;

3° Analyse le résultat de ces mesurages ;

4° Adapte le cas échéant les mesures de réduction du risque prévues à la présente section ;

5° Actualise si nécessaire ces contraintes.

II.- Dans les établissements comprenant une installation nucléaire de base, l’employeur transmet périodiquement les niveaux d’exposition mesurés en application du 2° du I au système d’information et de surveillance de l’exposition aux rayonnements ionisants géré par l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire.

Le conseiller en radioprotection a accès à ces données.

Section 8 : Information et formation des travailleurs

Sous-section 3 : Dispositions spécifiques relatives à la manipulation d’appareils de radiologie industrielle

R. 4451-61

Les appareils de radiologie industrielle mentionnés au 3° de l’article R. 4311-7 et dont la liste est fixée par arrêté ne peuvent être manipulés que par un travailleur titulaire d’un certificat d’aptitude délivré par l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire à l’issue d’une formation appropriée.

R. 4451-62

Lorsque l’appareil de radiologie industrielle est utilisé en dehors d’une installation fixe dédiée à son usage, sa mise en œuvre est assurée par une équipe d’au moins deux salariés de l’entreprise détentrice de l’appareil.

R. 4451-63

Un arrêté conjoint des ministres chargés du travail et de l’agriculture détermine :

1° Les appareils de radiologie industrielle mentionnés à l’article R. 4451-61, compte tenu de la nature de l’activité exercée, des caractéristiques et, le cas échéant, des modalités de mise en œuvre de l’appareil ;

2° Le contenu et la durée de la formation des travailleurs appelés à manipuler ces appareils, en tenant compte de la nature de l’activité exercée et des caractéristiques de l’appareil utilisé ;

3° La qualification des personnes chargées de la formation ;

4° Les modalités de contrôle des connaissances et les conditions de délivrance du certificat d’aptitude ;

5° La durée de validité de ce certificat et les conditions de son renouvellement.


Annexe 10

Extraits de l’arrêté du 15 mai 2006 modifié relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement réglementées

ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants, ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont imposées

Section II : Dispositions relatives aux appareils mobiles ou portables émetteurs de

rayonnements ionisants

Article 12

Les dispositions de la présente section concernent l’utilisation d’appareils mobiles ou portables de radiologie industrielle, médicale, dentaire ou vétérinaire et de tout autre équipement mobile ou portable contenant des sources radioactives ou émettant des rayons X dénommés, dans la présente section, appareil(s).

Ne sont pas concernés par cette section les appareils ou équipements, mobiles ou portables, utilisés à poste fixe ou couramment dans un même local.

Article 13

I.- L’employeur ou le chef de l’entreprise extérieure, dénommé, dans la présente section, responsable de l’appareil, établit les consignes de délimitation d’une zone contrôlée, dite zone d’opération, dont l’accès est limité aux travailleurs devant nécessairement être présents. La délimitation de cette zone prend en compte, notamment, les caractéristiques de l’appareil émetteur de rayonnements ionisants, les conditions de sa mise en œuvre, l’environnement dans lequel il doit être utilisé et, le cas échéant, les dispositifs visant à réduire l’émission de rayonnements ionisants.

II.- Pour établir les consignes de délimitation de la zone d’opération, le responsable de l’appareil définit, le cas échéant, en concertation avec le chef de l’entreprise utilisatrice dans les conditions prévues à l’article R. 4451-8 du code du travail, les dispositions spécifiques de prévention des risques radiologiques pour chaque configuration d’utilisation de l’appareil. Il prend notamment les dispositions nécessaires pour que soit délimitée la zone d’opération, telle que, à la périphérie de celle-ci, le débit d’équivalent de dose moyen, évalué sur la durée de l’opération, reste inférieur à 0,0025 mSv/ h.

Ces consignes ainsi que la démarche qui a permis de les établir sont rendues disponibles sur le lieu de l’opération et enregistrées, par le responsable de l’appareil, dans le document interne mentionné au III de l’article 2.

III.- Lorsque l’appareil est mis en œuvre à l’intérieur d’une zone surveillée ou contrôlée, la délimitation de la zone d’opération prend en compte les débits de doses inhérents à l’appareil ainsi que ceux déjà existant dans ces zones. La délimitation de la zone d’opération est alors établie conformément aux valeurs fixées aux articles 5 et 7.

Article 14

A titre exceptionnel, lorsque les conditions techniques de l’opération rendent impossible la mise en place des dispositifs de protection radiologique prévus au I de l’article 13 ou que ces dispositifs n’apportent pas une atténuation suffisante, le débit d’équivalent de dose moyen, évalué sur la durée de l’opération, peut être supérieur à la valeur fixée au II de l’article 13 sans jamais dépasser 0,025 mSv/h.

Dans ce cas, le responsable de l’appareil établit préalablement à l’opération, le cas échéant en concertation avec le chef de l’entreprise utilisatrice, un protocole spécifique qui :

- expose le programme opérationnel journalier ;

- décrit l’opération concernée ;

- précise les impossibilités rencontrées ;

- détaille et justifie les dispositions compensatoires retenues pour réduire les expositions aussi bas que raisonnablement possible ;

- - mentionne les doses susceptibles d’être reçues par les travailleurs présents dans la zone d’opération et ceux qui pourraient être présents en périphérie de celle-ci.

Le responsable de l’appareil s’assure que les travailleurs en charge de l’opération concernée ont été informés des dispositions particulières de prévention radiologique associées à cette opération et qu’un exemplaire du protocole leur a été remis.

Ce protocole, ainsi que la démarche qui a permis de l’établir, est rendu disponible sur le lieu de l’opération et consigné, par le responsable de l’appareil, dans le document interne mentionné au III de l’article 2.

Article 15


Le responsable de l’appareil met en œuvre, le cas échéant en concertation avec le chef de l’entreprise utilisatrice, les mesures nécessaires de protection contre les risques des rayonnements ionisants à l’égard des travailleurs de l’établissement dans lequel il pratique son activité.

Ces mesures sont consignées, par le responsable de l’appareil, dans le document interne mentionné au III de l’article 2.

Article 16

I.- Le responsable de l’appareil délimite la zone d’opération de manière visible et continue tant que l’appareil est en place. Il la signale par des panneaux installés de manière visible. Les panneaux utilisés, conformes aux dispositions fixées à l’annexe du présent arrêté, correspondent à ceux requis pour la signalisation d’une zone contrôlée. Cette signalisation mentionne notamment la nature du risque et l’interdiction d’accès à toute personne non autorisée. Pour les opérations de radiographie industrielle, un dispositif lumineux est activé durant la période d’émission des rayonnements ionisants ; il est complété, en tant que de besoin, par un dispositif sonore.

Cette signalisation doit être enlevée en fin d’opération, lorsque l’appareil est verrouillé sur une position interdisant toute émission de rayonnements ionisants et lorsque toute irradiation parasite est exclue.

II.- Lorsque la délimitation matérielle de la zone n’est pas possible, notamment lorsque l’appareil est utilisé en mouvement, le responsable de l’appareil, établit, le cas échéant en concertation avec l’entreprise utilisatrice et les autres entreprises présentes dans les conditions prévues à l’article R. 4451-8 du code du travail, un protocole spécifique à l’opération considérée. Ce protocole précise notamment les dispositions organisationnelles nécessaires au contrôle des accès à cette zone d’opération.

Le responsable de l’appareil s’assure que les travailleurs en charge de l’opération concernée ont été informés des dispositions particulières de délimitation et de prévention radiologique associées à cette opération et qu’un exemplaire du protocole leur a été remis.

Ce protocole, ainsi que la démarche qui a permis de l’établir, est consigné, par le responsable de l’appareil dans le document interne mentionné au III de l’article 2.


Annexe 11

Extraits de l’arrêté du 17 juillet 2013 relatif à la dosimétrique des travailleurs …

Annexe I

1 Dosimétrie passive pour le suivi de l’exposition externe

1.1. Choix des méthodes de dosimétrie […]

L’employeur détermine […] le système de dosimétrie adapté, dès lors que les rayonnements auxquels sont exposés les travailleurs […] présentent au moins l’une des caractéristiques suivantes :

rayonnement X d’énergie supérieure à 15 keV émis par un générateur fonctionnant sous une tension supérieure à 30 kV ;

rayonnement gamma et X d’énergie supérieure à 15 keV émis par un radionucléide ;

rayonnement bêta d’énergie moyenne supérieure à 100 keV ;

rayonnement neutronique, depuis les neutrons thermiques (énergie supérieure à 0,025 eV) jusqu’aux neutrons rapides (énergie jusqu’à 100 MeV).

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