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Électricité de France est autorisé à créer sur le territoire de la commune de Fessenheim (68), la première tranche de la Centrale Nucléaire de Fessenheim, et une deuxième tranche, jumelée à la première sous réserve de satisfaire aux conditions fixées aux articles 2 à 7 ci-après. Les chaudières nucléaires de ces deux tranches seront du type à eau ordinaire sous pression et de même caractéristiques.
La partie nucléaire de chacune de ces tranches est soumise aux conditions suivantes :
A - Conditions relatives à la protection contre les rayonnements ionisants
I - Conditions générales
L’installation sera réalisée et exploitée de telle sorte que soit respectée la réglementation en vigueur sur la protection contre les rayonnements ionisants. Les dispositifs techniques et le régime d’exploitation assurent en particulier :
- le respect des limites d’irradiation et de contamination fixées pour les différentes catégories de travailleurs par cette réglementation ;
- le respect des limites d’irradiation et de contamination fixées pour les personnes du public par cette réglementation.
II - Conditions particulières
1 - Un nombre suffisant d’appareils sera disposé pour mesurer le niveau du rayonnement et pour alerter, en cas de besoin, la personne responsable.
2 - Le stockage provisoire des déchets radioactifs sur le site sera effectué selon les modalités propres à assurer le respect de la réglementation en vigueur relative à la protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public.
3 - Le transport sur le site de produits radioactifs sera effectué selon les modalités propres à assurer le respect de la réglementation en vigueur relative la protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public.
4 - Les rejets d’effluents liquides seront effectués après vérification, s’il y a lieu, des concentrations d’activité et, si besoin est, après traitement propre à assurer le respect de la réglementation en vigueur.
5 - Les rejets dans l’atmosphère d’effluents gazeux seront effectués après vérification, s’il y a lieu, des concentrations d’activité et, si besoin est, après stockage provisoire ou traitement propre à assurer le respect de la réglementation en vigueur.
B - Conditions relatives à la sûreté nucléaire de l’installation
1. Cuve et circuit primaire
Les composants du circuit primaire seront conçus, fabriqués et exploités de façon à présenter toutes garanties vis-à-vis d’une fuite anormale, d’une fissure à propagation rapide ou d’une rupture importante.
Des dispositions constructives seront prises pour permettre, durant toute la vie de la tranche, l’inspection à l’arrêt et la surveillance des principaux composants du circuit primaire avec des moyens appropriés, afin de vérifier leur aptitude à assurer l’intégrité structurale de ce circuit.
Un chapitre du rapport de sûreté prévu par l’article 4 sera consacré aux conditions de calcul et de fabrication de la cuve et du circuit primaire.
Les contrôles et les essais effectués au cours de la fabrication y seront mentionnés.
Les mesures de surveillance en exploitation seront explicitées dans les prescriptions techniques d’exploitation prévues à l’article 5 paragraphe b.
2. Détection des défauts du gainage
Un dispositif de mesure de la radioactivité de l’eau de refroidissement du cœur devra permettre de déceler des défauts du gainage du combustible irradié. Les consignes correspondantes d’arrêt du réacteur seront fixées dans les prescriptions techniques d’exploitation prévues à l’article 5 paragraphe b.
3. Contrôle neutronique
Lorsque le réacteur est déclaré être à l’arrêt, la marge d’antiréactivité du cœur devra être dans tous les cas supérieure à 1 %.
L’arrêt du réacteur devra pouvoir être assuré par la combinaison de deux dispositifs indépendants, de principes différents, l’un utilisant le mouvement vertical de grappes de commande et l’autre la variation de concentration en matériau absorbant soluble dans l’eau de refroidissement du cœur. Chacun de ces deux dispositifs devra être capable à lui seul de rendre et maintenir sous-critique à chaud le réacteur à partir de l’un quelconque des cas possibles de fonctionnement normal.
Des grappes de commande, en nombre suffisant, devront être affectées aux actions de sécurité. L’introduction de ces grappes devra être suffisamment rapide pour prévenir un dépassement des limites admissibles sur le combustible.
Les vitesses de déplacement des grappes de commande devront être déterminées de telle sorte que leur extraction hors du cœur ne provoque pas d’excursion de puissance non maîtrisée par les dispositifs automatiques de contrôle.
Les dispositifs d’entraînement des grappes de commande devront être conçus de façon à empêcher toute éjection accidentelle hors du cœur.
Les vitesses maximales de changement de concentration en matériau absorbant soluble dans l’eau de refroidissement du cœur devront être telles qu’elles ne provoquent pas d’excursion de puissance non maîtrisée par les dispositifs automatiques de contrôle.
La mesure du flux neutronique sera effectuée par plusieurs ensembles de mesures indépendants. Elle devra permettre de suivre la puissance du réacteur depuis le niveau de puissance résultant des sources jusqu’au-delà de la puissance nominale.
Les ensembles de mesure constitués par les détecteurs de neutrons et les sous-ensembles électroniques associés devront jouer un rôle effectif de sûreté au cours de la montée en puissance du réacteur, c’est-à-dire qu’ils devront provoquer la chute des grappes de sécurité pour éviter l’apparition de phénomènes thermiques dangereux en cas d’accident de réactivité.
Des dispositifs automatiques devront provoquer l’arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de sa puissance nominale. Des actions correctrices de sécurité devront également fonctionner en cas d’évolution dangereuse de la puissance.
4. Refroidissement du cœur
Le refroidissement du cœur sera assuré en marche normale par circulation d’eau sous pression au moyen d’au moins deux parmi les motopompes associées chacune à un générateur de vapeur.
A l’arrêt, le refroidissement du cœur sera assuré soit par circulation forcée d’eau au moyen d’au moins une des deux motopompes associée chacune à un réfrigérant, soit par circulation naturelle dans le circuit primaire avec alimentation en secours en eau du circuit secondaire des générateurs de vapeur.
Une instrumentation de mesure des températures et pressions de l’eau dans le circuit primaire sera installée de façon à détecter toute évolution vers une situation dangereuse pour le cœur du réacteur, et à provoquer automatiquement l’arrêt du réacteur et le maintien de son refroidissement.
Un chapitre du rapport de sûreté prévu à l’article 4 sera consacré à l’étude de refroidissement dans les diverses conditions de fonctionnement et fixera en particulier les marges prises en compte vis-à-vis des phénomènes thermiques dangereux.
Des circuits d’injection de secours devront pouvoir assurer le refroidissement du cœur du réacteur dans le cas de dépressurisation accidentelle du circuit primaire. Un chapitre du rapport de sûreté prévu à l’article 4 sera consacré à l’étude de ces accidents.
5. Puissance du réacteur
La puissance thermique du réacteur sera de l’ordre de 2660 MW.
La puissance maximale de fonctionnement sera fixée par l’approbation ministérielle prévue à l’article 5.
6. Enceinte de confinement
Le réacteur et le circuit primaire devront être placés dans une enceinte qui devra assurer le confinement des substances radioactives libérées en cas d’accident survenant sur la partie nucléaire de l’installation.
L’enceinte de confinement sera en particulier conçue pour supporter, sans perte d’intégrité, les sollicitations résultant d’une dépressurisation accidentelle du circuit primaire. Dans ces conditions, le taux de fuite maximal de l’enceinte sera inférieur à 0,3 % par jour de la masse de gaz contenue dans cette enceinte.
L’étanchéité de l’enceinte, ainsi que de ses traversées, devra être périodiquement contrôlée. Les modalités de ces contrôles seront précisées dans les prescriptions techniques d’exploitation prévues à l’article 5 paragraphe b.
Les pénétrations de tuyauteries dans l’enceinte seront munies soit d’obturateurs fixes étanches, soit d’obturateurs à fermeture mobile télécommandée.
Un chapitre du rapport de sûreté prévu à l’article 4 précisera les conditions d’étude, de réalisation et d’utilisation de l’enceinte de confinement.
7. Circuit de ventilation et de rejet
Les circuits de ventilation devront assurer aux différents régimes de fonctionnement le respect des conditions prévues à la partie A du présent article. Les circuits de ventilation des zones présentant des risques permanents de contamination devront être munis de filtres appropriés.
Le circuit de rejet à la cheminée devra être muni de filtres incombustibles à poussières, de pièges à iode et d’un dispositif de contrôle continu de l’activité des rejets. L’efficacité des pièges à iode devra faire l’objet d’un contrôle périodique.
8. Manutention et stockage des éléments combustibles
La manutention et le stockage des éléments combustibles neufs ou irradiés devront être réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques d’échauffement et de chute pouvant endommager le combustible.
Les prescriptions techniques d’exploitation visées à l’article 5 paragraphe b devront préciser les consignes de sécurité à respecter pendant le renouvellement du combustible.
9. Protection contre les séismes
L’installation pourra fonctionner après un séisme d’intensité VII de l’échelle macrosismique internationale.
La conception des ouvrages devra être telle que, pour un séisme d’intensité VIII de l’échelle macrosismique internationale, le maintien des fonctions de sécurité du réacteur, le confinement des substances radioactives en cas d’accident, la protection sanitaire et le contrôle des rayonnements ionisants soient assurés.
10. Protection contre les projectiles
Les dispositifs et circuits de sécurité devront être protégés contre les effets dynamiques et les projectiles qui pourraient résulter de défaillances d’équipements de l’installation.
11. Jumelage des deux tranches
En matière de sûreté, les bases de conception et de fonctionnement des matériels devront être telles qu’elles assurent un niveau de sécurité identique pour l’ensemble des deux tranches.
12. Réfrigération de divers circuits auxiliaires
a) Electricité de France est autorisée à prélever et à rejeter de l'eau dans le Grand Canal d'Alsace pour la réfrigération de divers circuits auxiliaires de la centrale nucléaire de Fessenheim.
b) Les rejets d'eau nécessaires au fonctionnement du système de réfrigération n'entraînent pas de modifications de la température ou de la composition des eaux du Grand Canal d'Alsace pouvant en altérer sensiblement la qualité. Ces rejets n'entraînent ni conséquences préjudiciables à la faune piscicole, ni altération notable des conditions météorologiques ou climatiques locales. La prise et le rejet nécessaires au fonctionnement des installations ne nuisent pas à la navigation.
c) Electricité de France procède aux mesures nécessaires pour permettre le contrôle des rejets dans le Grand Canal d'Alsace visés par les deux alinéas précédents et de leurs effets sur l'environnement. Les résultats de ces mesures sont archivés.
L’exploitant devra aviser le Ministre du Développement Industriel et Scientifique de la création ou de la modification de toute installation ou dépôt non nucléaire, dangereux, insalubre ou incommode. Le Ministre donne mission à l’inspecteur des installations nucléaires de base compétent d’élaborer des prescriptions techniques appropriées. Ces prescriptions seront notifiées à l’exploitant par le Ministre.
L’initiative de saisir le Ministre du Développement Industriel et Scientifique pourra être également prise par l’inspecteur des installations nucléaires de base.
Avant les essais de mise en service de chaque tranche, au moins six mois avant le premier chargement de combustible du réacteur, l’exploitant devra présenter au Ministre du Développement Industriel et Scientifique un rapport provisoire sur la sûreté nucléaire du réacteur et de ses annexes, comprenant notamment :
- les renseignements spécifiés à l’article 2, partie B ;
- d’une façon générale, tout renseignement prouvant que la sûreté de l’installation est assurée dans des conditions satisfaisantes et, en particulier, en ce qui concerne les points suivants :
- intégrité du combustible,
- contrôle du réacteur,
- alimentation de secours,
- conception des dispositifs de sécurité,
- qualification du personnel d’exploitation,
- les prescriptions particulières aux opérations de démarrage et de montée en puissance ;
- les modalités de rejet des effluents gazeux et liquides et les conditions de stockage provisoire des déchets solides radioactifs, étant précisé que :
a) pour l’ensemble des tranches 1 et 2, le volume total des cuves de stockage avant rejet des effluents liquides ne sera pas inférieur à 3 000 mètres cubes,
b) aucun stockage définitif de déchets ou d’effluents radioactifs ne sera installé sur le site.
Avant la mise en exploitation définitive de chaque tranche, l’exploitant devra présenter au Ministre du Développement Industriel et Scientifique :
a - un rapport sur :
- les dispositifs de contrôle installés pour assurer le respect des conditions particulières imposées par le présent décret d’autorisation ;
- les épreuves effectuées pour vérifier la conformité de l’installation avec les prescriptions imposées par le présent décret d’autorisation ;
- les conditions de démarrage de l’installation et les résultats des essais de montée en puissance.
b - les prescriptions techniques d’exploitation comprenant notamment les indications spécifiées à l’article 2, partie B.
La mise en exploitation normale de l’installation ne devra intervenir qu’après approbation, par le Ministre du Développement Industriel et Scientifique, des dispositions contenues dans le rapport provisoire de sûreté prévu à l’article 4, dans le rapport prévu à l’article 5 paragraphe a, et des prescriptions techniques d’exploitation, ou signification des modifications qu’il est jugé nécessaire d’y apporter.
Afin de permettre l’exercice des contrôles prévus à l’article 11 du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963, l’exploitant mettra à la disposition de l’inspection les mises à jour des documents énumérés ci-dessus.
Les contrôles feront état des stipulations des conventions fixées entre le Ministre de la Santé Publique et de la Sécurité Sociale et l’exploitant.
Le délai prévu à l’article 5 du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 est de 6 ans pour la première tranche et de 8 ans pour l’ensemble des deux tranches, à dater de la mention du présent décret au Journal Officiel de la République française.
Le Ministre du Développement Industriel et Scientifique est chargé de l’exécution du présent décret qui sera publié sous forme d’insertion au Journal Officiel de la République française.
L'exploitant informe au moins une fois par an la commission locale d'information et de surveillance de Fessenheim de l'avancement des opérations de démantèlement mentionnées au II de l'article 1er ainsi que des mesures prises en faveur de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
A cette fin, il présente les informations suivantes :
1° L'avancement et le bilan de la sûreté des étapes et opérations de démantèlement mentionnées à l'article 3 ;
2° Le bilan des actions de surveillance des intervenants extérieurs, au sens de l'article L. 593-6-1 du code de l'environnement ;
3° Le bilan de la dosimétrie individuelle et collective des travailleurs et des intervenants extérieurs pour chaque opération ou étape de démantèlement mentionnée à l'article 3 et justifiant les éventuels écarts avec les dosimétries prévisionnelles ;
4° Le bilan annuel des déchets produits et de leur prise en charge dans les filières appropriées ;
5° L'état de l'environnement au droit de l'installation, en particulier les résultats des dernières investigations de l'état des sols et sous-sols.
Cette information peut être réalisée dans le rapport mentionné à l'article L. 125-15 du code de l'environnement.
du Décret du 3 février 1972 (Légifrance). Consulté via LawPlayer, https://lawplayer.com/fr/act/LEGITEXT000054620504
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