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

Chapitre 1er.- Dispositions générales

Article 1er.Définitions

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

21°[4 Vieillissement : Le vieillissement comprend :

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

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

["1 22\176 Rapport de s\251ret\233 du d\233mant\232lement : rapport d\233crivant les dispositions relatives \224 la s\251ret\233 nucl\233aire et \224 la radioprotection du d\233mant\232lement d'un \233tablissement ou de parties de celui-ci, ainsi qu' \224 la caract\233risation de l'\233tat final; 23\176 Caract\233risation: d\233termination des propri\233t\233s physiques, chimiques et radiologiques, notamment le niveau de contamination et d'activation; 24\176 D\233mant\232lement diff\233r\233 : strat\233gie pr\233voyant, apr\232s la cessation d\233finitive d'activit\233s des installations, leur mise et leur maintien prolong\233 dans un \233tat s\251r en attendant leur d\233mant\232lement ult\233rieur; 25\176 D\233contamination : op\233rations visant au retrait total ou partiel de la contamination radioactive par des proc\233d\233s physiques, chimiques ou biologiques;"°

["2 26\176 [3 Accident de base de conception : accident consid\233r\233 dans la base de conception;"°

["3 27\176 Accident d'extension de la conception : accident consid\233r\233 dans l'extension de la conception. Deux cat\233gories d'accidents sont consid\233r\233es : a) Les accidents du domaine d'extension de la conception \"A\" (DEC-A), pour lesquels il est possible de pr\233venir l'endommagement du combustible, le cas \233ch\233ant, et les rejets radioactifs pr\233coces ou massifs et b) les accidents du domaine d'extension de la conception \"B\" (DEC-B), ou accidents graves pour lesquels il n'est pas possible de pr\233venir des rejets radioactifs pr\233coces ou massifs, ou, le cas \233ch\233ant, l'endommagement du combustible;"°

["3 28\176 Rejet radioactif pr\233coce ou massif : rejet radioactif qui n\233cessite des mesures d'urgence hors site, mais sans qu'il y ait assez de temps pour les mettre en oeuvre, ou des mesures de protection qui ne peuvent pas \234tre limit\233es dans l'espace ou dans le temps;"°

["4 29\176 Fonction de s\251ret\233 : fonction visant \224 assurer la s\251ret\233 d'une installation ou d'une activit\233 en vue de pr\233venir ou d'att\233nuer les cons\233quences radiologiques dans les conditions de fonctionnement normales, lors d'incidents de fonctionnement pr\233vus et en conditions accidentelles ; 30\176 Fonctions de s\251ret\233 fondamentales : les trois fonctions fondamentales de s\251ret\233 sont:(i) le contr\244le de la r\233activit\233 ;(ii) le refroidissement des substances radioactives ;(iii) le confinement des substances radioactives. 31\176 Concept de protection : strat\233gie globale pour assurer une protection contre [5 des agressions internes ou externes"°

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

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

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

Pour l'application du chapitre 4, on entend par :

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

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

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

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

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

["5 35\176 Leadership : capacit\233 d'un individu \224 guider, motiver et influencer d'autres individus ou groupes d'individus en vue de partager des objectifs, des valeurs et des comportements communs."°

["5 36\176 Facteurs humains et organisationnels : les facteurs qui ont une influence, positive ou n\233gative, sur la performance humaine dans une situation donn\233e, \233tant donn\233 que la s\251ret\233 est le r\233sultat de l'interaction entre l'homme, la technologie et l'organisation."°

["6 Pour l'application du chapitre 4bis, on entend par : 1\176 R\233acteur de recherche : R\233acteur nucl\233aire utilis\233 principalement pour la production et l'utilisation de flux de neutrons et de rayonnements ionisants \224 des fins de recherche et pour certains autres usages, y compris les installations exp\233rimentales associ\233es au r\233acteur et les installations d'entreposage, de manutention et de traitement des mati\232res radioactives qui se trouvent sur le m\234me site et qui sont directement li\233es au fonctionnement s\251r du r\233acteur de recherche. Les installations commun\233ment appel\233es assemblages critiques et sous-critiques, et les r\233acteurs homog\232nes de puissance nulle sont exclues. 2\176 Dispositifs exp\233rimentaux : dispositif mis en place dans un r\233acteur ou pr\232s du r\233acteur pour utiliser le flux de neutrons et les rayonnements ionisants du r\233acteur \224 des fins de recherche, de d\233veloppement, de production d'isotopes ou \224 d'autres fins. 3\176 Activit\233 exp\233rimentale : Activit\233 r\233alis\233 dans le r\233acteur de recherche qui utilise le flux de neutrons ou les rayonnements ionisants produits par le r\233acteur. Les activit\233s exp\233rimentales comprennent par exemple la production de radio-isotopes, l'irradiation pour les tests de mat\233riaux, le dopage du silicium, ou encore l'examen et l'activation neutronique r\233alis\233s gr\226ce \224 des rayons de neutrons. L'enseignement, la formation et la validation des mod\232les informatiques r\233alis\233s avec le r\233acteur sont \233galement consid\233r\233s comme des activit\233s exp\233rimentales."°

["7 Pour l'application du chapitre 4ter les d\233finitions donn\233es \224 l'article 1er, deuxi\232me alin\233a, de l'arr\234t\233 royal du 22 avril 2024 fixant le r\233gime d'autorisation des \233tablissements de stockage de d\233chets radioactifs s'appliquent, ainsi que les d\233finitions suivantes : 1\176 objectif de s\251ret\233 : la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants. 2\176 formation h\244te : l'entit\233 g\233ologique - dans laquelle l'\233tablissement est cr\233\233 dans le cas d'un stockage souterrain, ou - sur laquelle l'\233tablissement est cr\233\233 dans le cas d'un stockage en surface ; 3\176 confinement : le r\233sultat des actions visant \224 emp\234cher et \224 limiter le rel\226chement de radionucl\233ides en dehors d'un espace limit\233 ; 4\176 isolement : le r\233sultat des actions visant \224 emp\234cher le contact entre d'une part les d\233chets radioactifs et d'autre part l'homme et la biosph\232re ainsi que le r\233sultat des actions visant \224 r\233duire l'influence des sollicitations externes qui pourraient affecter l'int\233grit\233 de l'installation de stockage ; 5\176 r\233cup\233rabilit\233 : la capacit\233 \224 r\233cup\233rer des d\233chets apr\232s leur mise en place dans un stockage, ind\233pendamment de l'exercice effectif de cette capacit\233 ; 6\176 ind\233pendance : deux composants, barri\232res ou fonctions de s\251ret\233 sont dits ind\233pendants entre eux par rapport \224 une sollicitation lorsque celle-ci ne peut conduire \224 leur d\233faillance commune ; 7\176 compl\233mentarit\233 : deux composants, barri\232res ou fonctions de s\251ret\233 sont dits compl\233mentaires lorsque la d\233faillance de l'un d'entre eux est compens\233e par les performances de l'autre ; 8\176 syst\232me de stockage : syst\232me compos\233 de l'installation de stockage et des parties de l'environnement contribuant \224 la s\251ret\233 du stockage ; 9\176 sollicitation : processus ou \233v\232nement, interne ou externe au syst\232me de stockage, susceptible d'influencer son comportement ; 10\176 fermeture : l'ensemble des op\233rations destin\233es \224 amener l'installation de stockage de d\233chets radioactifs dans sa configuration finale ; 11\176 monitoring : observations et mesures continues ou p\233riodiques des param\232tres environnementaux, d'ing\233nierie ou radiologiques contribuant \224 \233valuer le comportement des composants du syst\232me de stockage ou les impacts du stockage sur le public et l'environnement ; 12\176 surveillance : observation globale du syst\232me de stockage incluant, les tests, les inspections pendant les p\233riodes op\233rationnelle et post-op\233rationnelle et le monitoring jusqu'\224 l'abrogation de l'autorisation de cr\233ation et d'exploitation ; 13\176 la conception : ensemble des activit\233s de s\233lection d'une formation h\244te et d'un site et le d\233veloppement du concept de stockage associ\233 \224 ce site ; 14\176 la r\233alisation : ensemble des activit\233s de construction, de mise en place des d\233chets et de fermeture."°

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

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

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

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

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

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

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

Art. 2.[1 Le chapitre 2 du présent arrêté s'applique aux établissements de la classe I, définis à l'article 3.1 a) du Règlement général. [2 Les dispositions de la section VI du chapitre 2 s'appliquent au déclassement des établissements visés à l'article 3.1.a) du règlement général ou d'installations de ceux-ci, pour lesquels une demande d'autorisation de démantèlement n'a pas encore été introduite au 1er janvier 2015, à l'exception des installations exclusivement destinées au [5 stockage de déchets radioactifs]5.]2

["4 L'article 17 s'applique sans pr\233judice des dispositions du Code du bien-\234tre au travail, livre III.- Lieux de travail, titre 3.- Pr\233vention de l'incendie sur les lieux de travail et des dispositions de l'arr\234t\233 royal du 7 juillet 1994 fixant les normes de base en mati\232re de pr\233vention contre l'incendie et l'explosion, auxquelles les b\226timents doivent satisfaire."°

Le chapitre 3 du présent arrêté s'applique aux réacteurs nucléaires de production d'électricité.]1

["3 Le chapitre 4 de cet arr\234t\233 s'applique aux installations suivantes qui font partie d'un \233tablissement de la classe I telle que d\233finie \224 l'article 3.1, a) du R\232glement g\233n\233ral: 1\176 les installations d'entreposage de combustible nucl\233aire us\233 et de colis de d\233chets radioactifs solides ou solidifi\233s \224 l'exception de l'entreposage de combustible nucl\233aire us\233 dans les piscines de d\233sactivation attenantes aux r\233acteurs nucl\233aires; 2\176 les installations d'entreposage de gros composants non emball\233s dont la configuration assure la fonction de confinement; 3\176 les emplacements sp\233cifiques d'entreposage tampon coupl\233s \224 des installations de traitement des d\233chets; 4\176 les emplacements sp\233cifiques d'entreposage tampon coupl\233s \224 des chantiers de d\233mant\232lement. La section I du chapitre 4 ne s'applique pas aux installations en exploitation ou auxquelles une autorisation de cr\233ation et d'exploitation a \233t\233 d\233livr\233e avant le 1er juin 2017, \224 l'exception des dispositions de l'article 34, septi\232me alin\233a."°

["6 Le chapitre 4bis du pr\233sent arr\234t\233 s'applique aux r\233acteurs de recherche, tels que d\233finis \224 l'article 1er."°

["7 Le chapitre 4ter du pr\233sent arr\234t\233 s'applique au stockage en surface des d\233chets radioactifs."°

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(1AR 2014-12-19/88, art. 2, 002; En vigueur : 02-02-2015)

(2AR 2015-08-10/22, art. 2, 003; En vigueur : 07-09-2015)

(3AR 2018-05-29/11, art. 2, 004; En vigueur : 28-06-2018)

(4AR 2023-12-21/16, art. 3, 009; En vigueur : 25-01-2024)

(5AR 2024-04-22/03, art. 15, 010; En vigueur : 01-06-2024)

(6AR 2023-07-21/05, art. 3, 012; En vigueur : 25-08-2024)

(7AR 2024-05-07/11, art. 3, 011; En vigueur : 01-09-2024)

Chapitre 2.- Prescriptions de sûreté génériques

Section 1ère.- Gestion de la sûreté nucléaire

Art. 3.Politique de Sûreté

Une politique en matière de sûreté nucléaire doit être formulée par l'exploitant et consignée par écrit. La déclaration de politique de sûreté doit être présentée à l'autorité de sûreté, et mise à disposition de la population.

Cette politique doit accorder une importance première à la sûreté nucléaire dans les activités de l'établissement.

La politique de sûreté inclut un engagement à améliorer la sûreté nucléaire de manière continue.

La politique de sûreté demande d'établir des objectifs et cibles clairement formulés, par rapport auxquels il sera possible de suivre les progrès.

La politique de sûreté demande des dispositions de mise en oeuvre et des dispositions de surveillance du niveau de la sûreté nucléaire.

["1 La politique de s\251ret\233 requiert l'am\233lioration continue de toutes les activit\233s li\233es \224 la s\251ret\233 nucl\233aire, au travers de : - l'identification et l'analyse de toute nouvelle information, dans un d\233lai en rapport avec son importance pour la s\251ret\233; - la r\233\233valuation r\233guli\232re de la s\251ret\233 de l'installation et de sa d\233monstration de s\251ret\233, tenant compte du retour d'exp\233rience d'exploitation tel que vis\233 \224 l'article 11, de la recherche en s\251ret\233 nucl\233aire, des avanc\233es technologiques et scientifiques ainsi que de l'\233volution des normes et pratiques; - l'impl\233mentation, en temps utile, des am\233liorations de s\251ret\233 raisonnablement faisables qui ont \233t\233 identifi\233es."°

Les éléments de la politique de sûreté ainsi que les exigences et attentes de l'exploitant en la matière, et les directives de mise en oeuvre de celle-ci sont communiqués de manière claire afin que tout le personnel du site en charge de tâches importantes pour la sûreté nucléaire, y compris les sous-traitants, les comprennent et les mettent en oeuvre.

Le niveau d'implémentation de la politique de sûreté ainsi que la politique de sûreté elle-même sont évalués et revus par l'exploitant de manière régulière et suffisamment fréquente, avec une périodicité plus courte que celle des révisions périodiques de sûreté.

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(1AR 2018-10-09/09, art. 3, 005; En vigueur : 29-10-2018)

Art. 3/1.[1 - Objectif de sûreté nucléaire

Les installations nucléaires qui ont reçu une première autorisation après le 15 aout 2014 sont conçues, situées, construites, mises en service, exploitées et déclassées avec l'objectif de prévenir les accidents et, en cas de survenance d'un accident, d'en atténuer les conséquences et d'éviter les rejets radioactifs précoces ou massifs.

Le cas échéant, les règlements techniques de l'Agence préciseront la traduction pratique de l'objectif de sûreté nucléaire, afin d'assurer la cohérence avec les dispositions de l'arrêté royal du 1er mars 2018 portant fixation du plan d'urgence nucléaire et radiologique pour le territoire belge.

Pour atteindre l'objectif de sûreté nucléaire, le concept de défense en profondeur est mis en oeuvre dans le but de :

a)[2 minimiser l'impact des agressions internes et des agressions externes d'origine naturelle, y compris extrêmes, et des agressions externes d'origine humaine involontaires]2;

b)prévenir les incidents de fonctionnement prévus ou les défaillances;

c)maîtriser les incidents de fonctionnement prévus et de repérer les défaillances;

d)maîtriser les accidents de base de conception;

e)maîtriser les conditions d'extension de la conception, et notamment prévenir la progression des accidents vers des accidents graves et atténuer les conséquences des accidents graves;

f)permettre la gestion des situations d'urgence, conformément à l'article 16, et, pour les réacteurs de puissance, l'article 31.]1

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(1Inséré par AR 2018-10-09/09, art. 4, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(2AR 2023-12-21/16, art. 4, 009; En vigueur : 25-01-2024)

Art. 3/2.[1 - Installations nucléaires autorisées avant le 15 août 2014

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

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

Art. 4.Organisation de l'exploitation

4.1 - Structure organisationnelle

L'exploitant documente et justifie sa structure organisationnelle en précisant les politiques générales, les axes de responsabilité et d'autorité, les réseaux internes de communication, les tâches et le nombre d'agents nécessaires, qu'il met en place afin de respecter les exigences générales concernant l'exploitation sûre et fiable de son(ses) installation(s), à la fois dans [1 tous les états opérationnels]1 et en situations accidentelles.

En particulier, les liens hiérarchiques et les lignes de communication entre tous les responsables de questions ayant un impact sur la sûreté nucléaire de l'installation [3 et entre les responsables pour la protection physique]3 sont clairement définis et documentés.

4.2 - Gestion de la sûreté nucléaire

L'exploitant opère son(ses) installation(s) d'une manière sûre, en conformité avec les exigences légales et réglementaires, ainsi qu'en respectant les conditions de son autorisation de création et d'exploitation.

L'exploitant prend des dispositions, dans le cadre d'une approche graduée, pour que ses décisions en matière de sûreté nucléaire soient systématiquement précédées d'un examen suffisamment approfondi par du personnel qualifié et expérimenté afin de s'assurer que tous les aspects pertinents relatifs à la sûreté nucléaire sont bien considérés,

Les évaluations de sûreté sont documentées et font l'objet d'une revue, suivant une approche graduée, par une expertise indépendante appropriée, interne ou externe, organisée par l'exploitant.

Les méthodes et codes de calcul utilisés dans les analyses de sûreté doivent avoir été vérifiés et validés.

L'exploitant est responsable de la mise à disposition de tous les moyens et de la mise en place des conditions de travail nécessaires en vue de la réalisation des tâches de manière sûre.

L'exploitant met en place un système de surveillance approprié de sa performance en matière de sûreté nucléaire afin de s'assurer du respect des règles de sûreté en vigueur et de l'amélioration du niveau de sûreté.

L'exploitant tire les leçons du retour d'expérience d'exploitation national et international, du développement des règles de sûreté nucléaire, et des nouvelles connaissances issues de programmes de recherche et développement, afin de maintenir le niveau de la sûreté nucléaire et de l'améliorer autant que faire se peut.

4.3 - Effectifs et compétence

Sur base de l'analyse détaillée des tâches et des activités liées à la sûreté nucléaire à exécuter, les exigences appropriées concernant les effectifs, leur qualification et leur formation continue aux différents niveaux de l'organisation doivent être déterminées et documentées d'une manière systématique.

L'adéquation de ces exigences pour une exploitation sûre de l'installation doit être vérifiée et documentée de manière régulière.

L'exploitant élabore un programme systématique et documenté de gestion des ressources humaines, lié aux objectifs à long terme afin d'anticiper les besoins futurs en personnel. Ce programme tient compte des modifications prévues de l'effectif, des affectations visant à enrichir l'expérience professionnelle, et inclut une prévision des besoins en personnel tenant compte des départs à la retraite et d'autres mouvements de réduction prévisibles.

Les modifications apportées au niveau des effectifs ou à l'organisation de l'exploitation décrits dans le rapport de sûreté doivent faire l'objet d'une analyse et d'une justification préalables. Ces modifications doivent être suivies pendant leur mise en oeuvre et évaluées après implémentation, afin de s'assurer qu'elles ne compromettent pas la sûreté nucléaire.

["2 L'exploitant doit disposer de ressources suffisantes en personnel qualifi\233 connaissant l'\233tat actuel et le fonctionnement de l'installation et comprenant sa conception."°

L'exploitant doit avoir à son service suffisamment d'agents formés possédant les connaissances et les compétences nécessaires pour spécifier, gérer, suivre et évaluer, au niveau de la sûreté nucléaire, le travail effectué par du personnel employé en sous-traitance.

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(1AR 2020-02-19/01, art. 2, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(2AR 2020-02-19/01, art. 3, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(3AR 2021-06-02/04, art. 3, 007; En vigueur : 01-09-2021)

Art. 5.[6 - Leadership et gestion pour la sûreté nucléaire]6

5.1 - Objectif

["7 Les principes du leadership et de la gestion pour la s\251ret\233 nucl\233aire sont d\233velopp\233s, mis en place et int\233gr\233s au sein de l'organisation de l'exploitant de mani\232re \224 d\233velopper une culture de s\251ret\233 forte et \224 am\233liorer la performance de s\251ret\233 nucl\233aire.Le leadership pour la s\251ret\233 nucl\233aire est pr\233sent de mani\232re effective \224 tous les niveaux de l'organisation.Le personnel d'encadrement d\233veloppe son leadership pour la s\251ret\233 nucl\233aire."°

Un système de gestion intégré qui accorde la priorité requise à la sûreté nucléaire doit être établi, mis en oeuvre, évalué et continuellement amélioré. Le système de gestion intégré couvre l'ensemble des dispositions relatives à l'organisation, les responsabilités, les ressources, les processus et l'assurance de la qualité. L'objectif principal du système de gestion intégré doit être d'assurer et d'améliorer la sûreté nucléaire en s'assurant qu'elle ne soit pas dissociée des activités et autres exigences envers l'exploitant, notamment en matière de bien-être des travailleurs lors de l'exécution de leur travail [2 et en matière de protection physique]2, afin d'éviter que celles-ci aient un impact négatif potentiel sur la sûreté nucléaire.

["7 Les facteurs humains et organisationnels qui influencent la s\251ret\233 nucl\233aire sont pris en compte dans le syst\232me de gestion dans le cadre d'une approche int\233gr\233e."°

Ce système de gestion couvre toutes les activités et processus qui peuvent avoir une influence sur la sûreté nucléaire de l'établissement, y compris [3 la protection physique et]3 les activités réalisées par les sous-traitants ou les fournisseurs.

5.2 - Disposition générales

La mise en oeuvre des exigences d'un système de gestion doit se faire selon une approche graduée utilisant des ressources appropriées, considérant :

- l'importance et la complexité de chaque activité et de [8 son résultat]8.

- les risques et l'amplitude de l'impact potentiel associés à chaque activité et [8 à son résultat]8.

- les conséquences possibles d'une activité effectuée de manière incorrecte ou [8 qui n'atteint pas son objectif]8.

La documentation du système de gestion doit notamment inclure :

- les déclarations de politiques de l'exploitant;

- une description du système de gestion;

- une description de la structure organisationnelle de l'exploitant;

- une description des responsabilités fonctionnelles, niveaux hiérarchiques et les interactions entre ceux qui gèrent, exécutent et évaluent les tâches;

- une description des interactions avec les organismes extérieurs pertinents;

- une identification des interactions avec les autres exigences envers l'exploitant, notamment [4 en matière de protection physique et]4 en matière de bien-être des travailleurs lors de l'exécution de leur travail;

- une description des processus et de l'information associée, expliquant de quelle manière les tâches sont préparées, revues, effectuées, enregistrées, évaluées et améliorées.

La documentation du système de gestion doit être compréhensible pour ceux qui en ont l'usage. Les documents doivent être à jour, lisibles, rapidement identifiables et disponibles sur les lieux de leur utilisation.

5.3 - [9 Engagement de l'exploitant ]9

L'exploitant doit développer d'une manière intégrée les stratégies, plans et objectifs de l'organisation, de telle manière que leur impact collectif sur la sûreté nucléaire soit compris et géré.

L'exploitant doit s'assurer qu'il soit clair, dans son système de gestion, quand, comment et par qui sont prises les décisions opérationnelles ayant un impact sur la sûreté nucléaire.

L'exploitant doit s'assurer que le personnel d'encadrement, à tous les niveaux, démontre son engagement pour l'établissement, l'implémentation, l'évaluation et l'amélioration continue du système de gestion et doit allouer les ressources nécessaires à l'accomplissement de ces activités.

["9 Le personnel de l'exploitant doit \234tre form\233 aux aspects pertinents du syst\232me de gestion dans le but d'en assurer la mise en oeuvre et d'encourager sa participation \224 l'am\233lioration continue de celui-ci"°

5.4 - Ressources

L'exploitant détermine et alloue les ressources nécessaires pour exercer ses activités et pour établir, implémenter, évaluer et améliorer continuellement le système de gestion. Ces ressources incluent les ressources financières, matérielles et humaines indispensables, l'infrastructure, l'environnement de travail, ainsi que l'information et la connaissance nécessaires, et les fournisseurs.

5.5 - Implémentation des processus

Les processus qui sont nécessaires pour atteindre les objectifs, fournir les moyens de répondre à toutes les exigences et délivrer les produits de l'exploitant doivent être identifiés. Leur développement doit être planifié, mis en oeuvre, évalué et amélioré de manière continue. Les séquences des processus et les interactions entre ceux-ci doivent être déterminées.

["5 Le syst\232me de gestion contient un processus qui permet de d\233tecter et r\233soudre les conflits entre la s\251ret\233 nucl\233aire et la protection physique."°

Les méthodes nécessaires pour assurer l'efficacité de la mise en oeuvre et de la tenue sous contrôle des processus sont définies et implémentées.

Les documents liés aux processus doivent être contrôlés. Les modifications apportées à ces documents doivent être revues et enregistrées, elles sont soumises au même niveau d'approbation que les documents originaux eux-mêmes. Il faut s'assurer que les utilisateurs des documents aient connaissance de l'existence et utilisent des documents appropriés de version correcte.

Les documents d'archive doivent être identifiés dans le système de gestion et doivent être contrôlés. Ces documents doivent être compréhensibles, complets, identifiables et facilement récupérables durant leur durée de rétention prévue.

La tenue sous contrôle des processus ou de tâches d'un processus sous-traités à des organisations externes doit être identifiée dans le système de gestion. Ces processus ou tâches sous traités restent sous la responsabilité de l'exploitant.

Les fournisseurs de produits ou sous traitants de services pouvant avoir un impact sur la sûreté nucléaire doivent être sélectionnés suivant des critères spécifiés, et leur performance doit être évaluée.

Les exigences en matière d'achats et approvisionnements de produits pouvant avoir un impact sur la sûreté nucléaire doivent être spécifiées et développées dans des documents. La mise en évidence que les produits satisfont à ces exigences doit être disponible avant leur utilisation.

Il doit être confirmé que les activités et leurs produits pouvant avoir un impact sur la sûreté nucléaire respectent leurs spécifications, afin de s'assurer que ces produits donnent satisfaction pendant leur service. Cette confirmation, qui inclut des activités de vérifications, tests et validation doit avoir lieu avant implémentation ou mise en service effective des produits.

["10 L'exploitant veille \224 disposer au sein de son organisation d'une connaissance et d'une compr\233hension suffisantes des produits et services pouvant avoir un impact sur la s\251ret\233 nucl\233aire en provenance de sous-traitants."°

5.6 - Mesure, évaluation et amélioration

Dans le but de confirmer l'adéquation des processus à obtenir les résultats escomptés et d'identifier les opportunités d'améliorations :

- l'efficacité du système de gestion doit être surveillée et mesurée;

- l'organisation veille à ce que les responsables réalisent l'auto-évaluation du travail dont ils sont responsables;

- des évaluations indépendantes sont effectuées régulièrement au nom de l'exploitant.

L'exploitant est tenu d'analyser les résultats des évaluations et de prendre les mesures nécessaires. Il se doit d'archiver et de communiquer à l'intérieur de l'organisation ses décisions ainsi que les raisons de ses actions.

Le système de gestion intégré doit être réévalué à intervalles réguliers, afin de s'assurer de son efficacité.

Les causes des non-conformités doivent être recherchées et des actions correctrices prises afin de prévenir leur récurrence.

Les plans d'amélioration doivent comprendre des plans visant à mettre à disposition les ressources adéquates. Les actions d'amélioration doivent être suivies jusqu'à leur achèvement et l'efficacité des améliorations apportées doit être vérifiée.

["1 5.7 - Culture de s\251ret\233 A tous ses niveaux, l'organisation, doit constamment d\233montrer, encourager, supporter et promouvoir [11 la culture de s\251ret\233 nucl\233aire ainsi que les"° attitudes et comportements qui traduisent une culture de sûreté forte et durable. L'organisation veille à décourager la complaisance et à encourager une culture de remontée de l'information ainsi que les attitudes de questionnement et d'apprentissage qui permettent d'éviter les conditions ou les actes défavorables à la sûreté.

Le système de gestion doit fournir les moyens de développer, de soutenir et de promouvoir systématiquement ces attitudes et comportements. La pertinence et l'efficacité de ces moyens doivent être évaluées dans le cadre d'auto-évaluations et de révisions du système de gestion.

L'exploitant s'assure que ses fournisseurs et sous-contractants dont les actions peuvent avoir un impact sur la sûreté nucléaire mettent en oeuvre de manière appropriée les dispositions des deux premiers alinéas.]1

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(1AR 2018-10-09/09, art. 6, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(2AR 2021-06-02/04, art. 4, 007; En vigueur : 01-09-2021)

(3AR 2021-06-02/04, art. 5, 007; En vigueur : 01-09-2021)

(4AR 2021-06-02/04, art. 6, 007; En vigueur : 01-09-2021)

(5AR 2021-06-02/04, art. 7, 007; En vigueur : 01-09-2021)

(6AR 2023-12-21/16, art. 5, 009; En vigueur : 25-01-2024)

(7AR 2023-12-21/16, art. 6, 009; En vigueur : 25-01-2024)

(8AR 2023-12-21/16, art. 7, 009; En vigueur : 25-01-2024)

(9AR 2023-12-21/16, art. 8, 009; En vigueur : 25-01-2024)

(10AR 2023-12-21/16, art. 9, 009; En vigueur : 25-01-2024)

(11AR 2023-12-21/16, art. 10, 009; En vigueur : 25-01-2024)

Art. 6.Formation et habilitation du personnel

6.1 - Généralités

Sans préjudice de l'article 25 du règlement général, l'exploitant établit une politique de formation globale et un plan de formation exhaustif sur base de ses besoins de compétences à long terme et d'objectifs de formation qui reconnaissent le rôle critique de la sûreté nucléaire. Ce plan est tenu à jour.

Une approche systématique des besoins en formation est effectuée. Cette approche systématique suit une démarche logique, depuis l'identification des compétences requises pour exercer une fonction, jusqu'au développement et à la mise en oeuvre des programmes de formation et du matériel de formation appropriés et nécessaires pour l'acquisition de ces compétences, et à l'évaluation ultérieure de cette formation.

["1 Le terme \" Qualification \" d'une personne d\233signe"° une déclaration formelle résultant d'une évaluation ou d'un examen de la capacité d'[1 une personne]1 à occuper une position et à effectuer les tâches associées à cette position. Une " Autorisation " ou " Habilitation " est une qualification officielle devant être approuvée par l'autorité de sûreté.

Si [1 une personne]1 autorisé :

- change de fonction vers une autre fonction nécessitant également une autorisation,

- ou a été absent d'une fonction autorisée pendant une longue période,

une nouvelle autorisation est requise après remise à niveau appropriée.

6.2 - Compétence et qualification

L'exploitant définit clairement et documente les exigences en matière de compétences pour les différentes fonctions.

Seules les personnes qui possèdent les compétences, qualifications et attitudes de sûreté nécessaires sont autorisées à effectuer des tâches importantes pour la sûreté nucléaire. L'exploitant doit s'assurer que tout le personnel, y compris le personnel des sous-traitants, en charge de tâches en relation avec la sûreté nucléaire, ait été dûment formé et qualifié.

Les travaux effectués par des sous-traitants sur des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire sont autorisés et supervisés par du personnel de l'exploitant possédant les compétences et qualifications requises.

Les exigences d'aptitude médicale au travail doivent être clairement définies pour chaque fonction importante au niveau de la sûreté nucléaire. La qualification des personnes en charge de telles fonctions doit inclure un examen médical afin de vérifier que leur état de santé leur permet de s'acquitter des tâches et responsabilités qui leur sont confiées. Cet examen médical doit être répété à des intervalles appropriés, fixés selon les besoins.

6.3 - Programmes et installations de formation

Des programmes de formation doivent être établis et mis en oeuvre pour chaque catégorie de personnel effectuant des tâches importantes au niveau de la sûreté nucléaire. Ces programmes de formation couvrent aussi bien la formation initiale pour obtenir la qualification pour une fonction définie que les programmes de formation ultérieurs nécessaires à la réactualisation de connaissances.

Tout le personnel technique, y compris les sous-traitants, sur le site, doit avoir une connaissance de base appropriée en matière de sûreté nucléaire et du plan interne d'urgence.

Les formations suivies par le personnel en charge de tâches importantes pour la sûreté nucléaire, ainsi les évaluations réalisées du niveau de compétence atteint sont documentées de manière adéquate.

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

Section 2.- Conception

Art. 7.Base de conception

7.1 - Objectifs

Des dispositions doivent être prises [1 ...]1 afin que les conséquences radiologiques potentielles pour la population, les travailleurs et l'environnement ne dépassent pas les limites prescrites et soient maintenues à un niveau aussi bas que raisonnablement possible. Un des objectifs de la base de conception doit être de prévenir les incidents de fonctionnement prévus et les accidents et, en cas d'échec, de limiter les conséquences qui en résultent.

7.2 - Stratégie de sûreté nucléaire

Le concept de défense en profondeur est mis en oeuvre à la conception, afin de prévenir ou, en cas d'échec de la prévention, de limiter les rejets radioactifs [2 et d'atteindre l'objectif de sûreté nucléaire repris à l'article 3/1]2.

7.3 - Etablissement de la base de conception

La base de conception doit comprendre l'identification des conditions normales d'exploitation, des incidents de fonctionnement prévus et des accidents découlant des événements initiateurs postulés, leur classement aux fins de la sûreté nucléaire, les hypothèses importantes et, dans certains cas, les méthodes d'analyse particulières. La base de conception doit comporter des spécifications concernant la capacité de l'installation à faire face à une gamme spécifiée de conditions de fonctionnement et d'[3 accidents de base de conception]3 dans le respect des prescriptions concernant la protection radiologique.

Une liste d'événements initiateurs postulés, qui couvre tous les évènements susceptibles d'affecter la sûreté nucléaire de l'installation est établie. De cette liste, un ensemble d'évènements de base de conception est sélectionné, [5 sur base d'une combinaison de méthodes déterministes, probabilistes et de jugements d'experts]5, en vue de fixer les conditions aux limites selon lesquelles devront être conçus les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire, afin de démontrer que les fonctions de sûreté requises sont assurées et que les [5 objectifs de la base de conception]5 sont atteints.

La base de conception de l'installation est connue et doit être systématiquement définie, documentée, archivée et tenue à jour pour représenter l'installation existante.

7.4 - Evènements de base de conception

Des évènements d'origine interne et externe [4 , ainsi que les événements qui en découlent,]4 sont à prendre en considération dans la conception de l'installation. [6 La liste d'évènements d'origine interne et externe est adaptée au type d'installation et au site.]6

7.5 - Exigences de sûreté

Le principe de se retrouver en situation sûre après défaillance ("fail-safe principle") doit être appliqué à la conception des systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire.

Une défaillance d'un système prévu pour l'exploitation normale ne doit pas affecter des fonctions de sûreté.

La fiabilité des systèmes doit être obtenue par un choix judicieux de mesures, parmi lesquelles on peut citer un recours à des composants éprouvés, à la redondance, à la diversité, à la séparation physique et fonctionnelle, et à l'isolement.

["7 7.5./1 Mesures de protection physique Les mesures de protection physique sont consid\233r\233es d\232s les premi\232res \233tapes de la conception de nouvelles installations ou de modifications d'installations existantes."°

7.6 - Aspects de la conception et de l'exploitation en vue du démantèlement

La conception, la construction et l'exploitation d'un établissement, à l'exception des établissements de [8 stockage de déchets radioactifs]8, doivent prendre en considération le fait que celui-ci sera un jour démantelé. Les mesures prévues en vue de faciliter le démantèlement, sont décrites et justifiées dans le rapport de sûreté. Ces mesures incluent la tenue à jour de documents utiles à un démantèlement ultérieur, en rapport avec la conception et l'exploitation de l'installation, les événements et incidents survenus, les modifications apportées à l'installation, l'inventaire des radionucléides présents, les niveaux de dose et les niveaux de contamination au sein de l'installation.

Avant la mise en exploitation de son établissement, l'exploitant effectue une caractérisation initiale, élargie à la situation radiologique du site, qui servira à des fins de comparaison avec la configuration finale de l'établissement au terme du démantèlement de celui-ci. Pour les établissements qui étaient en exploitation avant l'entrée en vigueur de cet arrêté, des données de régions analogues en conditions non perturbées et présentant des caractéristiques similaires seront utilisées comme alternative.

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(1AR 2018-10-09/09, art. 7, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(2AR 2018-10-09/09, art. 8, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(3AR 2018-10-09/09, art. 9, 005; En vigueur : 29-10-2018)

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

(5AR 2020-02-19/01, art. 5, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(6AR 2020-02-19/01, art. 6, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(7AR 2021-06-02/04, art. 8, 007; En vigueur : 01-09-2021)

(8AR 2024-04-22/03, art. 15, 010; En vigueur : 01-06-2024)

Art. 8.Classement des structures, systèmes et composants

8.1 - Principe

Toutes les structures, les systèmes et composants, y compris les logiciels de contrôle commande, importants pour la sûreté nucléaire, doivent être identifiés, et classés selon leur importance pour la sûreté nucléaire.

8.2 - Processus de classement

L'importance pour la sûreté nucléaire de tous les structures, systèmes et composants doit être déterminée et un système de classement doit être établi, dans le but d'identifier, pour chaque classe de sûreté :

- les codes et normes appropriés, et donc les dispositions adéquates à appliquer pour la conception, la fabrication, la construction et l'inspection du composant;

- les caractéristiques liées au système, la nécessité d'une alimentation électrique de secours et d'une qualification aux conditions de service;

- la disponibilité ou l'indisponibilité des systèmes requis lors des événements initiateurs postulés étudiés dans le cadre de l'analyse déterministe de la sûreté;

- les exigences de qualité.

La méthode suivie pour le classement d'une structure, d'un système ou d'un composant selon son importance pour la sûreté nucléaire doit se fonder principalement sur des méthodes déterministes, complétées, s'il y a lieu, par des méthodes probabilistes et un jugement technique.

8.3 - Assurance de fiabilité

Les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire doivent être conçus, fabriqués ou construits, et entretenus de telle manière que leur qualité et leur fiabilité soient conformes à leur classement.

Les systèmes auxiliaires desservant des équipements appartenant à un système important pour la sûreté nucléaire sont classés suivant le type et l'importance du support qu'ils doivent apporter à ce système.

8.4 - Choix des matériaux et programme de qualification

La conception et la fabrication des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire et des matériaux utilisés doivent prendre en compte les effets des conditions de service pendant toute leur durée de vie. De plus, les effets des [1 conditions accidentelles]1 sur leurs caractéristiques et performances doivent être considérés.

Il faut mettre en oeuvre des procédures de qualification pour confirmer que les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire seront capables, pendant toute leur durée de vie de conception, de remplir les fonctions demandées dans les conditions ambiantes susceptibles de régner au moment où l'on en aura besoin, en exploitation normale, et, si approprié, pendant des incidents de fonctionnement prévus et en conditions accidentelles.

Lorsque il a été établi que des équipements peuvent être soumis à des événements externes, comme des phénomènes naturels ou autres influences extérieures, et qu'ils doivent pouvoir accomplir une mission de sûreté pendant ou à la suite d'un événement de ce type, le programme de qualification de ces équipements comprend les conditions imposées par ces événements externes.

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(1AR 2018-10-09/09, art. 11, 005; En vigueur : 29-10-2018)

Section 3.- Exploitation

Art. 9.Limites et conditions d'exploitation

9.1 - Introduction et portée des limites et conditions d'exploitation

L'exploitation des installations doit respecter un jeu de limites et conditions d'exploitation.

Les limites et conditions d'exploitation sont élaborées pour faire en sorte que l'installation soit exploitée conformément aux hypothèses et aux objectifs de la conception tels que documentés dans le rapport de sûreté.

Les limites et conditions d'exploitation font partie intégrante du rapport de sûreté et définissent les conditions d'exploitation qui doivent être rencontrées afin d'éviter les situations qui pourraient mener à des accidents ou pour atténuer les conséquences d'accidents s'ils se produisaient.

Les limites et conditions d'exploitation doivent inclure des limites sur les paramètres opérationnels, sur les paramètres importants pour la sûreté nucléaire, des conditions sur la disponibilité minimale d'équipement fonctionnel dans tous les états d'exploitation normale, les actions à entreprendre par le personnel d'exploitation en cas de déviation par rapport aux limites et conditions d'exploitation, ou en cas de défaillance d'équipements importants pour la sûreté nucléaire, ainsi que le temps imparti pour accomplir ces actions.

Les limites doivent également inclure les limites de rejets en effluents radioactifs dans l'environnement.

9.2 - Etablissement et revue des limites et conditions d'exploitation

Les limites et conditions d'exploitation sont basées sur la conception et l'analyse de sûreté de l'installation, sur l'analyse de son environnement, et sur les résultats des essais de mise en service. La justification de chacune des limites et conditions d'exploitation doit être documentée.

Les limites et conditions d'exploitation doivent être réexaminées et modifiées si nécessaire pendant toute la durée de vie de l'installation, à la lumière du retour d'expérience applicable (incluant inspections en service, essais périodiques), de l'évolution de la technologie et des objectifs de sûreté, et à chaque fois que des modifications sont apportées à l'installation.

Le processus pour la modification ou la dérogation à une limite et condition d'exploitation doit être défini. Ces modifications et dérogations doivent être adéquatement justifiées par des analyses de sûreté, faire l'objet d'une revue de sûreté indépendante, interne ou externe, organisée par l'exploitant et être approuvées par l'autorité de sûreté.

9.3 - Limites de sûreté, points de consigne des systèmes de sûreté et limites opérationnelles

Les limites doivent être déterminées de manière conservative, tenant compte des incertitudes du processus de l'analyse de sûreté.

Des marges adéquates doivent être assurées entre les valeurs de fonctionnement normales et les valeurs de consigne des systèmes de sûreté afin d'éviter une activation non désirée trop fréquente de ces systèmes.

9.4 - Exigences inconditionnelles

Si une situation se présente, pour laquelle le personnel de conduite ne peut s'assurer que l'installation se trouve dans ses limites opérationnelles ou que l'installation se comporte d'une manière imprévue, des mesures doivent être prises sans délai pour ramener l'installation dans un état sûr et stable.

Après la survenue d'un événement anormal, y compris un arrêt non prévu de l'installation, la cause de l'événement doit être suffisamment investiguée afin que l'exploitation puisse être poursuivie ou reprise de manière sûre. Des procédures qui déterminent les actions ainsi que les évaluations à effectuer doivent être disponibles.

9.5 - Programme de surveillance

Afin de garantir que les valeurs de réglage des seuils de protection ainsi que les limites et conditions d'exploitation normale sont respectées, les systèmes et composants correspondants doivent être surveillés, inspectés, vérifiés, étalonnés et testés conformément à un programme de surveillance approprié.

L'exploitant doit s'assurer qu'un tel programme de surveillance est établi et appliqué et que ses résultats sont évalués et archivés.

9.6 - Ecarts

Quand les limites et conditions d'exploitation ne peuvent être respectées, les mesures correctrices appropriées doivent être prises immédiatement. L'exploitant doit procéder à un examen et à une évaluation de la situation et en aviser l'autorité de sûreté conformément au système établi pour la notification des incidents.

Les rapports de non-conformité aux limites et conditions d'exploitation doivent être suffisamment étudiés, afin notamment de s'assurer qu'une action correctrice a bien été implémentée pour aider à prévenir la reproduction d'une non-conformité similaire. Si des limites et conditions d'exploitation ont été dépassées, la cause doit être recherchée et étudiée.

Art. 10.Gestion du vieillissement

10.1 - Généralités

["1[4 L'exploitant dispose d'un programme de gestion du vieillissement. Ce programme comprend l'ensemble des actions organisationnelles, techniques, op\233rationnelles et de maintenance permettant d'att\233nuer les effets du vieillissement afin de de conserver la d\233t\233rioration des structures, syst\232mes et composants concern\233s dans des limites acceptables. Les effets de la d\233gradation due au vieillissement seront \233vit\233s l\224 o\249 cela est raisonnablement faisable. Les principes et le programme de gestion du vieillissement sont d\233crits dans le rapport de s\251ret\233. Les structures, syst\232mes et composants suivants sont concern\233s par le programme de gestion du vieillissement : - les structures, syst\232mes et composants importants pour la s\251ret\233, et - les structures, syst\232mes et composants dont la d\233gradation peut affecter la capacit\233 des structures, syst\232mes et composants importants pour la s\251ret\233 \224 remplir leur fonction"° ]1

Les principes et le programme de gestion du vieillissement sont décrits dans le rapport de sûreté.

Des marges suffisantes doivent être prévues à la conception des systèmes, structures et composants importants pour la sûreté nucléaire afin que les mécanismes de vieillissement ne compromettent pas leur fonction de sûreté tout au long de la durée de vie prévue de l'installation.

10.2 - Méthodologie de la gestion du vieillissement

["2 Le programme de gestion du vieillissement comporte notamment les volets suivants"° :

- [5 L'identification des structures, systèmes et composants concernés ; ]5.

- [2 L'identification, l'analyse et la documentation des mécanismes de vieillissement physique pour les systèmes, structures et composants [5 concernés]5 ;

- La réalisation d'études et d'évaluations des effets potentiels de ces mécanismes sur les systèmes, structures et composants [5 concernés]5 ;]2

- [5 L'identification et la réalisation des]5 vérifications, essais, échantillonnages et activités d'inspection nécessaires qui permettent d'assurer le suivi des effets du vieillissement et de détecter tout comportement imprévu ou détérioration au cours de l'exploitation. Des échantillons permettant de suivre des phénomènes de vieillissement spécifiques doivent être disponibles au sein de l'installation.

10.3 - Révision et mise à jour du programme de gestion du vieillissement

L'exploitant doit recueillir et analyser le retour d'expérience de vieillissement de son installation et de celui provenant d'installations similaires.

["3 Sur cette base, l'exploitant \233value l'efficacit\233 de son programme de gestion de vieillissement."°

Le programme de gestion du vieillissement doit être réévalué en fonction de nouvelles connaissances [3 ...]3 en matière de vieillissement, de comportement des systèmes, structures et composants, ainsi qu'en matière de méthodes de vérification. Cette réévaluation a lieu au minimum à l'occasion des révisions périodiques de sûreté.

L'évaluation périodique de sûreté doit confirmer que les mécanismes de vieillissement ont été correctement pris en compte par le programme de gestion du vieillissement.

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(1AR 2020-02-19/01, art. 7, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(2AR 2020-02-19/01, art. 8, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(3AR 2020-02-19/01, art. 9, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(4AR 2023-12-21/16, art. 11, 009; En vigueur : 25-01-2024)

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

Art. 11.Système d'analyse des évènements et retour d'expérience d'exploitation

11.1 - Généralités

L'exploitant établit et met en oeuvre un programme de gestion du retour d'expérience qui lui permet de recueillir, d'analyser et de documenter systématiquement les données relatives aux événements qui se produisent pendant l'exploitation de son installation.

Les données de retour d'expérience et d'événements qui se produisent dans d'autres installations similaires sont également recueillies et analysées. La pertinence de ces événements et leurs implications sur l'installation sont étudiées. Les exploitants échangent activement des données par le biais d'organisations nationales et internationales.

Le processus de gestion du retour d'expérience visera à permettre d'identifier toute défaillance latente ayant un impact potentiel sur la sûreté nucléaire, tout signe précurseur d'événement ou toute tendance ou évolution progressive qui laisseraient présager une diminution de la sûreté nucléaire.

["1 Une attention particuli\232re doit \234tre accord\233e aux \233v\233nements susceptibles d'affecter l'atteinte de l'objectif de s\251ret\233 nucl\233aire vis\233 \224 l'article 3/1."°

11.2 - Organisation

L'exploitant définira, tenant compte des différents services concernés, les responsabilités et l'organisation en matière de gestion du retour d'expérience.

L'exploitant veille à mettre à disposition les ressources, moyens et compétences nécessaires à l'analyse des événements.

L'exploitant sollicite les organisations impliquées au niveau de la conception et de la construction de ses installations pour obtenir, en cas de besoin, tout retour d'expérience, tout avis ou toute information pratique en cas de défaut de l'équipement ou d'événement anormal.

Le personnel d'encadrement de l'installation est activement impliqué dans le programme de gestion du retour d'expérience, notamment au niveau de l'analyse des événements et de l'approbation des actions préventives et correctrices. Les événements ou tendances significatives sont rapportés à la direction de l'établissement.

11.3 - Evaluation, analyse et actions correctrices

Pour chaque événement significatif sur le plan de la sûreté nucléaire, une première évaluation est immédiatement effectuée afin de déterminer si des actions urgentes s'imposent.

Pour tous les événements (significatifs ou non en termes de sûreté nucléaire), une évaluation et si nécessaire une analyse détaillée sont réalisées dans un délai approprié.

Les processus d'analyse et d'évaluation, y compris les méthodologies d'analyse, seront décrits dans des procédures, en particulier pour l'analyse du facteur humain.

L'analyse comporte les éléments suivants :

- une description détaillée de l'événement avec sa chronologie, les données du contexte...;

- une analyse des causes directes et des causes profondes;

- une évaluation des conséquences potentielles et de l'impact sur la sûreté nucléaire;

- une identification des actions correctrices.

Sur base de l'évaluation et de l'analyse des événements, des actions correctrices au niveau technique, ou administratif, ou de la formation du personnel sont définies. La direction en assure l'implémentation dans un délai approprié afin de corriger la situation, de prévenir la répétition de l'événement, d'en mitiger les conséquences, et d'une manière générale de renforcer la sûreté nucléaire de l'installation.

11.4 - Documentation et système de gestion

Toute information ou donnée du programme de gestion du retour d'expérience (concernant l'exploitation en situation normale et en situation anormale ainsi que les événements) est systématiquement identifiée et enregistrée selon le processus en vigueur, de façon à permettre des recherches, études et analyses ultérieures aisées.

11.5 - Notification et diffusion des informations

Un processus est mis en place pour permettre à l'exploitant de notifier aux autorités tout événement significatif conformément à des modalités et critères définis.

Le personnel est activement encouragé à être attentif à toute situation ou événement inhabituel ou anormal et à en dresser rapport selon les critères et procédures en vigueur Chaque membre du personnel est encouragé à rapporter les évènements évités de peu ayant un impact potentiel sur la sûreté nucléaire de l'installation.

L'exploitant établit régulièrement un rapport récapitulatif des activités menées dans le cadre du programme de gestion du retour d'expérience. Ce rapport présente les événements internes et externes qui ont fait l'objet d'une analyse; les actions correctrices approuvées et l'état d'avancement de leur implémentation. Pour les actions correctrices en cours, le rapport récapitulatif indique une échéance pour leur implémentation.

Un processus est mis en place afin que les résultats de la gestion du retour d'expérience soient utilisés dans le programme de formation du personnel concerné.

11.6 - Révision et amélioration continue de la gestion du retour d'expérience

L'exploitant examine périodiquement, par une évaluation indépendante, interne ou externe, et à l'aide de critères de performance, l'organisation de la gestion du retour d'expérience, l'application des procédures, ainsi que l'implémentation et l'efficacité des actions correctrices. Les améliorations nécessaires sont apportées à l'organisation et aux procédures sur base de ces évaluations.

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(1AR 2018-10-09/09, art. 12, 005; En vigueur : 29-10-2018)

Art. 12.Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

12.1 - Principe

L'exploitant doit établir et mettre en oeuvre des programmes de maintenance, d'essais, de surveillance et d'inspection des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire. Ces programmes assurent que les niveaux de fiabilité et de disponibilité de toutes ces structures, systèmes et composants, restent en conformité avec les attentes de l'exploitant et les hypothèses et les objectifs de la conception pendant toute la durée de vie de l'installation. Ces programmes doivent tenir compte des limites et conditions d'exploitation ainsi que de toute autre prescription réglementaire applicable et doivent être réévalués à la lumière de l'expérience acquise.

Les programmes doivent comprendre des inspections et des essais périodiques de ces systèmes, structures et composants afin de déterminer s'ils sont acceptables pour la poursuite sûre de l'exploitation de l'installation ou si des mesures correctrices sont nécessaires.

12.2 - Etablissement et révision des programmes

La fréquence de la maintenance préventive, des essais, de la surveillance et de l'inspection de structures, systèmes et composants doit être déterminée en tenant compte de :

(a) de l'importance pour la sûreté nucléaire de ces structures, systèmes et composants;

(b) de leur fiabilité intrinsèque;

(c) de leur potentialité estimée de dégradation;

(d) de l'expérience d'exploitation et/ou du résultat de recherches;

(e) des recommandations du constructeur;

(f) des normes et codes en vigueur.

Les inspections en service des installations nucléaires doivent être effectuées à intervalles réguliers dont la durée doit être choisie sur la base d'hypothèses conservatives et suivant la règlementation applicable afin de veiller à ce que toute détérioration d'un composant important pour la sûreté nucléaire soit détectée avant qu'elle ne puisse conduire à un défaut ou une défaillance ayant une incidence sur la sûreté nucléaire.

Les données relatives à la maintenance, aux essais, à la surveillance et à l'inspection en service doivent être enregistrées, archivées et analysées afin de pouvoir vérifier que la performance des équipements est conforme aux hypothèses de la conception en ce qui concerne la disponibilité et la fiabilité du matériel.

Les tendances négatives dans la performance des équipements et les problèmes persistants ou récurrents seront identifiés. Leur impact sur la disponibilité et la fiabilité du système sera évalué et les causes profondes identifiées.

Les informations issues des programmes de maintenance et d'inspection doivent être utilisées pour évaluer et améliorer ces programmes. Les propositions de modification de ces programmes doivent être évaluées en regard de leurs effets sur la disponibilité et la fiabilité des systèmes, de leur impact sur la sûreté nucléaire ainsi que de leur conformité vis-à-vis des exigences applicables.

L'impact global d'un plan de maintenance sur la sûreté nucléaire de l'installation sera évalué.

12.3 - Implémentation

Les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire doivent être conçus pour être testés, entretenus, réparés ou contrôlés et inspectés périodiquement en termes d'intégrité et de capacité fonctionnelle tout au long de leur durée de vie sans risque excessif pour les travailleurs et sans réduction significative de la disponibilité du système. Lorsque de telles dispositions ne peuvent être respectées, des méthodes alternatives ou indirectes, démontrées et approuvées, doivent être disponibles et des précautions de sûreté adéquates doivent être appliquées afin de pallier d'éventuelles défaillances.

L'exploitant doit établir des procédures pour les tâches de maintenance, d'essai, de surveillance et d'inspection, qui ont une importance pour la sûreté nucléaire. Ces procédures doivent être établies, revues, validées, publiées et modifiées conformément au système de gestion.

Le système de contrôle des travaux doit garantir que du matériel de l'installation n'est retiré du service pour maintenance, essai, surveillance ou inspection que dans le respect des limites et conditions d'exploitation. Le système doit aussi prévoir qu'après la maintenance ou inspection, le matériel n'est pas remis en service avant vérification documentée de sa qualité et de sa configuration et, s'il y a lieu, réalisation des essais indispensables.

L'exploitant doit mettre sur pied un système de planification et de contrôle des travaux pour faire en sorte que les activités de maintenance, d'essai, de surveillance et d'inspection soient dûment autorisées, et effectuées conformément aux procédures établies.

Là où cela est pertinent, des critères d'acceptation relatifs à la maintenance, aux tests et aux tâches d'inspection et de surveillance, ainsi que les actions devant être entreprises si ces critères d'acceptation ne sont pas rencontrés, doivent être clairement spécifiés dans des procédures.

Les réparations de structures, systèmes et composants doivent être effectuées aussi rapidement que raisonnablement possible. Des priorités doivent être établies en tenant compte avant tout de l'importance de chaque structure, système ou composant défectueux pour la sûreté nucléaire.

Après tout événement anormal, l'exploitant doit revalider les fonctions de sûreté et l'intégrité fonctionnelle de tout composant ou système qui pourrait avoir souffert de l'événement. Les mesures nécessaires doivent comprendre des activités appropriées d'inspection, d'essai et de maintenance.

L'ensemble du matériel ainsi les méthodes d'inspections utilisées pour les examens et les tests doivent être de qualité. Les matériels doivent posséder une précision ainsi qu'une gamme de mesure appropriée, en conformité avec des standards reconnus.

Tous les composants ainsi que les accessoires d'un équipement de test doivent être en ordre de calibration avant d'être utilisés. Tous les équipements doivent être correctement identifiés dans les comptes-rendus de calibration, et la validité de l'étalonnage doit être régulièrement vérifiée par l'exploitant conformément à son système de gestion.

Tout procédé d'inspection en service est qualifié en fonction des exigences de domaine d'inspection, des méthodes de tests non destructifs, de détection de défauts, et d'efficience exigée des inspections.

Quand une indication de défaut hors critères d'acceptation est mise en évidence sur un échantillon, des examens supplémentaires doivent être réalisés sur des échantillons similaires pouvant présenter le même problème. L'étendue de ces examens complémentaires doit être déterminée en fonction de la nature du défaut, du degré avec lequel il affecte la sûreté nucléaire de l'installation ou de ses composants, ainsi que de ses conséquences potentielles.

Section 4.- Vérification de la sûreté nucléaire

Art. 13.Contenu et mise à jour du rapport de sûreté

13.1 - Objectifs du rapport de sûreté

Un rapport de sûreté est élaboré par l'exploitant dans le cadre du processus d'autorisation décrit dans le Règlement général. Il forme une partie importante de la base de l'autorisation de l'installation nucléaire et le fondement de l'exploitation sûre de celle-ci.

Le rapport de sûreté doit contenir des informations suffisamment précises sur l'installation et ses conditions de fonctionnement de telle façon que l'autorité de sûreté soit en mesure d'évaluer la sûreté nucléaire de l'installation sur base de celui-ci.

L'exploitant assure que l'installation, les opérations qui sont effectuées, le matériel, l'organisation, la qualification et la formation du personnel, le programme d'assurance de la qualité, les dispositifs et consignes de sûreté sont conformes au rapport de sûreté.

Le rapport de sûreté doit également servir de base à l'exploitant pour évaluer les incidences sur la sûreté nucléaire des modifications apportées à l'installation ou à des pratiques d'exploitation.

13.2 - Contenu du rapport de sûreté

["1 Un r\232glement technique de l'Agence"° peut préciser le contenu détaillé du rapport de sûreté selon le type d'installation.

13.3 - Mise à jour du rapport de sûreté

L'exploitant établit une procédure pour la mise à jour du rapport de sûreté. Les responsabilités pour la révision du rapport de sûreté doivent être clairement attribuées. La mise à jour du rapport de sûreté est approuvée par l'autorité de sûreté.

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(1AR 2020-02-19/01, art. 10, 006; En vigueur : 09-03-2020)

Art. 14.Révisions périodiques

14.1 - Objectifs des révisions périodiques de sûreté

En complément des études de sûreté nucléaire réalisées dans d'autres cadres, l'objectif d'une révision périodique est de réaliser une évaluation systématique de la sûreté nucléaire d'une installation, et plus particulièrement :

- de confirmer que l'installation est encore au moins aussi sûre qu'originalement acceptée ou qu'acceptée à l'issue de la révision périodique précédente, et de montrer qu'aucune dégradation de la sûreté nucléaire n'est restée sans action correctrice;

- d'établir l'état de l'installation et de son régime d'exploitation, avec une attention particulière aux structures, systèmes et composants susceptibles de se dégrader, dans le but d'identifier et d'évaluer tout facteur qui pourrait limiter l'exploitation sûre de l'installation jusqu'à la prochaine révision périodique ou sa fin de vie programmée [1 et les mesures à prendre pour les gérer]1;

- de justifier le niveau actuel de sûreté en regard des normes et pratiques actuelles, et d'identifier et de mettre en oeuvre des améliorations de sûreté là où cela est raisonnablement [1 faisable]1.

["1 Le cas \233ch\233ant, les r\232glements techniques de l'Agence pr\233ciseront les modalit\233s de la mise en oeuvre de cet article, dont notamment les diff\233rentes phases et \233ch\233ances, la d\233finition de la m\233thodologie, les rapports \224 fournir, le suivi par l'autorit\233 de s\251ret\233, ainsi que les modalit\233s de communication vers le public."°

Sont pris notamment en compte, pour l'évaluation de sûreté :

- les évolutions intervenues au niveau des normes de sûreté nucléaire, de la technologie, de la recherche et développement, ainsi que de la réglementation internationale;

- le retour d'expérience et l'historique d'exploitation national et international;

- le vieillissement des installations;

- les modifications apportées à l'installation ayant une influence sur la sûreté nucléaire;

- les modifications intervenues dans la structure organisationnelle.

La révision périodique de sûreté doit couvrir tous les aspects de sûreté d'un établissement. Dans ce contexte, l'établissement est considéré comme l'ensemble des installations (systèmes, structures et composants) couvertes par l'autorisation de création et d'exploitation.

L'exploitant porte la responsabilité première de la révision périodique de sûreté.

14.2 - Méthodologie de la révision

["2 La r\233vision utilisera une m\233thode syst\233matique et document\233e prenant notamment en compte l'objectif de s\251ret\233 nucl\233aire d\233fini \224 l'article 3/1 Les th\232mes abord\233s par la r\233vision sont clairement d\233finis et justifi\233s. Ces th\232mes sont d\233finis suivant une m\233thodologie \233tablie, \224 jour, syst\233matique et document\233e. La r\233vision aborde au moins les th\232mes suivants : 1. conception de l'installation; 2. \233tat actuel des syst\232mes, structures et composants, estimation de leur \233tat jusqu'\224 la prochaine r\233vision p\233riodique; 3. qualification des \233quipements; 4. vieillissement; 5. analyses de s\251ret\233 d\233terministes; 6. analyses de s\251ret\233 probabilistes; 7. \233tudes de risque; 8. performance de s\251ret\233; 9. retour d'exp\233rience d'autres installations et r\233sultats de la recherche; 10. organisation, syst\232me de gestion et culture de s\251ret\233; 11. proc\233dures; 12. facteurs humains; 13. plan d'urgence; 14. impact radiologique sur l'environnement."°

["2 Les r\233visions p\233riodiques de s\251ret\233 ont lieu \224 intervalle r\233gulier de maximum dix ans."°

Un rapport de synthèse est transmis à l'autorité de sûreté par l'exploitant. Ce rapport de synthèse comporte :

a)Pour chaque thème de sûreté pris en considération :

i. L'identification des différences entre l'état actuel de l'installation et les règles et pratiques actuelles de sûreté nucléaire;

ii. L'évaluation et la justification éventuelle de l'acceptabilité de ces différences

b)Une évaluation globale de la sûreté nucléaire, de laquelle découlent :

i. Une liste d'actions correctrices et d'actions d'améliorations de sûreté à mettre en oeuvre;

ii. Le planning détaillé de la mise en oeuvre de ces actions.

Cette évaluation de la sûreté nucléaire permet de se prononcer sur la poursuite de l'exploitation et sur l'acceptabilité des écarts subsistants par rapport au référentiel de sûreté après implémentation des actions correctrices et d'amélioration. Les interactions entre les thèmes de sûreté, les déficiences individuelles et les actions correctrices/d'amélioration, ainsi que les mesures compensatoires sont également considérés pour l'évaluation globale. L'évaluation globale montre dans quelle mesure les exigences de la sûreté nucléaire en matière de défense en profondeur sont rencontrées, en particulier pour les fonctions de sûreté fondamentales.

La documentation relative à la révision périodique doit être conservée par l'exploitant suivant les procédures d'assurance de la qualité en vigueur. Cette documentation contient les dernières versions acceptées des documents et l'information relative aux leçons tirées de la révision.

["3 14.3 - Planning et ex\233cution du plan d'actions L'exploitant \233tablit un planning d'impl\233mentation des actions correctrices et des actions d'am\233lioration. Il r\233alise les actions dans un d\233lai de trois ans \224 compter de la date limite pr\233vue pour la soumission du rapport de synth\232se, telle que d\233finie dans l'autorisation de cr\233ation et d'exploitation ou, en son absence, telle que d\233termin\233e par l'Agence. Cependant, pour les actions n\233cessitant la soumission d'une offre dans le cadre d'un march\233 public, des proc\233dures d'autorisation et de permis de b\226tir, ou des commandes particuli\232res de mat\233riel soumis \224 un long proc\233d\233 de fabrication et de qualification, ou tout autre cas de force majeure, l'\233ch\233ance peut d\233passer les trois ans \224 compter de la date limite pr\233vue pour la soumission du rapport de synth\232se. Dans ce cas, un planning indicatif sera fourni sur base de l'estimation des dur\233es des diff\233rentes \233tapes pr\233vues. Tout d\233lai par rapport au planning et tout \233cart par rapport au contenu du plan d'actions doit \234tre justifi\233. Le plan d'actions et ses modifications sont approuv\233s par l'autorit\233 de s\251ret\233."°

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(1AR 2018-10-09/09, art. 13, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(2AR 2018-10-09/09, art. 14, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(3AR 2023-12-21/16, art. 13, 009; En vigueur : 25-01-2024)

Art. 15.Modifications

15.1 - Introduction

Quelle que soit la raison d'une modification, il convient d'être attentif à son impact sur la sûreté nucléaire de manière à garantir au moins le même niveau de sûreté qu'avant son implémentation.

["1 Les modifications qui ont un impact \224 la fois sur la s\251ret\233 nucl\233aire et la protection physique doivent \234tre mises en oeuvre d'une mani\232re qui minimise le risque g\233n\233ral pour la population, les travailleurs et l'environnement."°

Les changements suivants doivent être considérés comme des modifications :

- changements apportés à l'installation : changement de structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire;

- remplacement d'un composant de l'installation si ce composant n'est pas remplacé par un composant de réserve identique ou par un composant dont une analyse de sûreté précédemment effectuée a démontré son caractère équivalent;

- changement d'un logiciel de processus ayant un impact sur la sûreté nucléaire;

["2 - changement relatif \224 la protection physique qui a un impact sur la s\251ret\233 nucl\233aire;"°

- changement des limites et conditions d'exploitation;

- modification de la structure organisationnelle de l'exploitant décrite dans le rapport de sûreté.

L'exploitant doit mettre en place un système de gestion des modifications clair et précis, faisant partie du système de gestion intégré, afin de s'assurer que toutes les modifications sont conçues, contrôlées, vérifiées et implémentées de manière adéquate et que toutes les exigences de sûreté sont respectées. Pour les modifications ayant un impact significatif sur la sûreté nucléaire et selon les le principe de classement repris à l'alinéa ci après, leur gestion doit traiter au moins les éléments suivants :

- raison et justification de la modification;

- étude de faisabilité et analyse de sûreté de la modification;

- conception de la modification et, si nécessaire, une revue par un organisme indépendant et/ou l'approbation par les autorités de sûreté;

- construction, installation, essais et réception de la modification;

- adaptation de la documentation et du rapport de sûreté;

- formation des opérateurs et du personnel concerné.

La gestion des modifications doit prévoir et décrire des critères appropriés afin de classer et de traiter les modifications selon une approche graduée en fonction de leur impact sur la sûreté nucléaire.

15.2 - Responsabilités

L'exploitant reste en tout temps responsable de l'impact des modifications sur la sûreté nucléaire, ainsi que de leur déclaration aux autorités de sûreté en vue de leur évaluation et approbation éventuelles.

15.3 - Etude de sûreté de la modification

Une évaluation de sûreté doit être effectuée avant chaque modification afin d'en déterminer toutes les conséquences potentielles sur la sûreté nucléaire. Le résultat de cette évaluation doit permettre d'appliquer le principe de classement visé au dernier alinéa de l'article 15.1.

Une analyse approfondie et détaillée doit être réalisée. Sa portée et son degré de détail sont déterminés par les résultats de l'évaluation de sûreté. Il est possible de renoncer à cette analyse de sûreté approfondie seulement lorsque la première évaluation de sûreté démontre l'absence d'impact significatif de la modification sur la sûreté nucléaire.

L'analyse de sûreté approfondie doit démontrer que tous les aspects de la sûreté nucléaire ont été considérés. Les études de sûreté qui en découlent doivent satisfaire à toutes les exigences techniques et les prescriptions de sûreté.

Les évaluations et analyses de sûreté de la modification doivent être réalisées par du personnel qualifié en la matière.

Une revue indépendante, interne ou externe, organisée par l'exploitant, de la modification (portée, impact sur la sûreté nucléaire, conséquences de la modification; y inclus les études justificatives) doit être réalisée par des personnes qui présentent une expertise suffisante et qui ne sont pas directement impliquées dans la conception ou l'exécution de la modification.

15.4 - Exécution de la modification

La modification, y compris les essais nécessaires, doit être exécutée selon les procédures de travail, de qualité et d'essai établies.

Les conséquences de la modification sur les procédures ou sur la formation (y compris, le cas échéant, la formation sur simulateur) doivent être examinées et les mises à jour nécessaires doivent être effectuées.

Le personnel dont les activités sont impactées par une modification à l'organisation ou à l'installation doit avoir une connaissance suffisante de celle-ci pour continuer son activité.

Avant de pouvoir mettre en service une modification, les documents nécessaires pour l'exploitation en sûreté doivent avoir été adaptés.

15.5 - Modifications temporaires

Les modifications temporaires sont des modifications apportées pour une durée limitée préalablement déterminée.

Un processus équivalent à celui des modifications permanentes doit être suivi pour les modifications temporaires.

Les modifications temporaires doivent en tout temps être clairement identifiées à chaque endroit où elles s'appliquent et à chaque point de contrôle pertinent (tout point de contrôle important du système modifié ainsi que tout aspect administratif relatif au système qui a fait l'objet d'une modification temporaire). Le personnel concerné doit être clairement informé des modifications temporaires et de leur impact sur le fonctionnement de l'installation.

Le nombre de modifications temporaires simultanées doit être minimisé.

L'exploitant doit procéder à une évaluation régulière des modifications temporaires en place afin de vérifier si elles sont encore nécessaires et si les procédures, instructions, plans, etc. associés à cette modification temporaire sont toujours valides.

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(1AR 2021-06-02/04, art. 9, 007; En vigueur : 01-09-2021)

(2AR 2021-06-02/04, art. 10, 007; En vigueur : 01-09-2021)

Section 5.- Préparation à l'urgence

Art. 16.Plan Interne d'urgence

16.1 - Objectif

L'exploitant doit prévoir et mettre en place des dispositions pour répondre efficacement à des événements nécessitant des mesures de protection sur place afin de :

(a) [2 reprendre le contrôle de toute situation d'urgence se présentant sur son site, y compris les situations présentant une combinaison de risques non radiologiques et radiologiques et celles qui impliquent ou touchent simultanément plusieurs installations d'un même site;]2

(b) prévenir l'extension ou atténuer les conséquences sur place d'une situation d'urgence; et

(c) coopérer avec les organisations externes, dans le but de prévenir ou atténuer les conséquences néfastes pour l'environnement, la santé des travailleurs et du public.

16.2 - Préparation et plan interne d'urgence

["3 Sans pr\233judice du chapitre V relatif aux mesures en situation d'urgence et en cas de danger grave et imm\233diat du livre I, titre 2 du code du bien-\234tre au travail"° , l'exploitant doit préparer un plan interne d'urgence et mettre en place une organisation appropriée en assignant clairement l'autorité et les responsabilités; et prévoir des dispositions pour la coordination des activités sur le site et la coopération avec les organisations externes durant toutes les phases d'une situation d'urgence. Ce plan interne d'urgence identifie les personnes qui sont autorisées à mettre en oeuvre les mesures définies dans le plan d'urgence, permet l'allocation des fonctions et des responsabilités, et assigne les tâches des différents responsables et équipe(s) d'intervention

Conformément aux dispositions de l'arrêté royal du [3 1er mars 2018]3 portant fixation du plan d'urgence nucléaire et radiologique pour le territoire Belge, l'exploitant est tenu de prendre toutes les mesures de sauvegarde requises pour assurer la sécurité des personnes et des biens sur site et en dehors de l'installation accidentée. L'exploitant veille également à circonscrire l'accident et à remettre dans les meilleurs délais l'installation en situation sûre. En matière radiologique, cette protection comprend la prise de mesures de regroupement, d'évacuation, de décontamination, de transfert vers des centres hospitaliers spécialisés ainsi que les mesures à caractère médical que la situation nécessite.

Le plan interne d'urgence doit être établi sur base d'une analyse des évènements et situations raisonnablement prévisibles qui peuvent nécessiter la mise en oeuvre d'actions protectives sur site ou hors site. La structure du plan interne d'urgence est évolutive et suffisamment souple pour s'adapter aux besoins réels requis par la situation en vigueur. Ce plan doit également pouvoir s'adapter à une situation accidentelle grave même si celle-ci semble improbable.

L'exploitant prend des dispositions afin d'assurer :

(a) la détection rapide et la classification des situations d'urgence,

(b) l'alerte sur site, la mobilisation rapide du personnel d'intervention et l'accompagnement des services de secours externes,

(c) la sécurité de toutes les personnes présentes sur le site, y compris celle du personnel d'intervention,

(d) la communication aux autorités et au public de la situation sur site, comprenant la notification rapide et l'ensemble de l'information nécessaire ultérieure,

(e) l'évaluation de la situation d'un point de vue technique et radiologique (sur le site et autour du site),

(f) l'évaluation des rejets radioactifs,

(g) les premiers secours et le traitement sur site d'un nombre limité de victimes,

(h) le contrôle, la réparation ou la remise en situation sûre des installations.

16.3 - Organisation

L'exploitant doit disposer en permanence sur site du personnel avec l'autorité et les responsabilités suffisantes pour pouvoir prendre sans délai les mesures urgentes appropriées sur site.

Du personnel qualifié en nombre suffisant doit être disponible en permanence afin que les postes nécessaires puissent être rapidement occupés après la déclaration et la notification d'une situation d'urgence.

Des dispositions doivent être prévues pour obtenir rapidement l'appui d'équipes préparées à intervenir pour atténuer les conséquences d'une situation d'urgence.

Des dispositions doivent être prévues afin de pouvoir transmettre l'alerte au plus vite aux autorités compétentes et aux services d'intervention externes.

16.4 - Infrastructure

Des infrastructures d'urgence adéquates doivent être prévues afin de réagir aux évènements suivant l'article 16.2, alinéa 4.

Ces infrastructures d'urgence doivent être convenablement situées et/ou protégées pour permettre de maîtriser l'exposition des membres des équipes présentes. Les mesures appropriées doivent être prises pour protéger les personnes qui occupent ces infrastructures d'urgence pour un temps suffisamment long contre les dangers résultant d'accidents. Cette disposition impose que ces infrastructures d'urgence soient éloignées des lieux pouvant être endommagés ou exposés à des radiations. Si nécessaire, des dispositions de conditionnement d'air et de contrôle continu du rayonnement ambiant peuvent être requises.

Ces infrastructures d'urgence, comprennent un ou plusieurs centres de coordination, distinct(s) de la salle de commande, pour la gestion de crise sur site. Il faut pouvoir y disposer d'informations sur les paramètres importants de l'installation et sur la situation radiologique sur site et dans ses environs immédiats.

Les instruments, les outils, le matériel, la documentation et les systèmes de communication à utiliser dans les situations d'urgence doivent être maintenus disponibles dans des conditions telles qu'ils ne risquent pas d'être endommagés ou rendus inaccessibles par les accidents postulés. Ils doivent être testés suffisamment fréquemment afin de vérifier leur bon état de fonctionnement.

16.5 - Formation, entrainement et exercices.

Tout le personnel et les autres personnes se trouvant sur site doivent être informés des dispositions visant à les avertir d'une situation d'urgence et des actions à prendre lors d'un tel avertissement.

Des dispositions doivent être prévues afin d'identifier les connaissances, compétences et les capacités nécessaires au personnel requis pour exécuter des fonctions d'intervention.

Des dispositions doivent être prévues pour s'assurer que le personnel affecté au plan interne d'urgence ait rempli ses obligations de formation afin qu'il puisse s'acquitter des fonctions d'intervention qui lui sont attribuées. En complément de la formation initiale, des recyclages à intervalles réguliers doivent être prévus.

Le plan interne d'urgence doit faire l'objet d'exercices, à une fréquence au moins annuelle. Certains de ces exercices sont intégrés et s'effectuent avec la participation du plus grand nombre possible d'organismes externes concernés.

Les exercices de plan interne d'urgence doivent être évalués d'une manière systématique. Les dispositions de préparation à l'urgence ainsi que le plan doivent être revus et mis à jour à la lumière de l'expérience acquise.

["1 Le premier exercice de plan interne d'urgence doit avoir lieu avant la mise en exploitation de l'\233tablissement et avant la mise en service de chaque nouvelle installation, pour la partie du plan interne d'urgence qui est impact\233e par cette mise en service."°

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(1AR 2018-05-29/11, art. 3, 004; En vigueur : 28-06-2018)

(2AR 2018-10-09/09, art. 15, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(3AR 2020-02-19/01, art. 11, 006; En vigueur : 09-03-2020)

Art. 17.Protection contre les incendies d'origine interne

17.1 - Stratégie de protection contre les incendies d'origine interne

Une stratégie, maintenue à jour, de lutte contre l'incendie doit être développée et faire l'objet d'un programme de formation, pour chaque endroit où un incendie peut affecter des équipements importants pour la sûreté nucléaire, ou dans lequel se trouvent des matières radioactives.

17.2 - Principes de base de conception

Les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire doivent être conçus et disposés de manière à minimiser la probabilité et les effets d'incendies.

["2 Les structures, syst\232mes et composants importants pour la s\251ret\233 nucl\233aire doivent \234tre plac\233s dans des b\226timents poss\233dant une r\233sistance au feu et maintenant leur int\233grit\233 structurelle de mani\232re ad\233quate apr\232s un incendie, en coh\233rence avec l'analyse de risque incendie"°

["2 Une approche par compartiments coupe-feu est suivie quand c'est possible"°

Concernant les bâtiments contenant des matières radioactives pour lesquels il existe un risque de relâchements radioactifs en cas d'incendie, des mesures appropriées doivent être prises à la conception dans le but de minimiser ces éventuels relâchements.

Des itinéraires sûrs d'accès et d'évacuation pour le personnel d'intervention et pour le personnel d'exploitation doivent être disponibles.

17.3 - Analyse de risque incendie

Une analyse déterministe de risque incendie doit être effectuée pour chaque installation dans le but de démontrer que :

- les objectifs en matière de protection incendie, suivant les principes précités, sont rencontrés,

- les dispositifs de protection incendie ont été conçus de manière adéquate,

- toutes les dispositions administratives nécessaires ont été correctement identifiées.

L'analyse de risque incendie doit être réactualisée tout au long de la durée de vie de l'installation.

L'analyse de risque incendie déterministe couvre au minimum :

- pour les états opérationnels et d'arrêt normaux de l'installation, un départ d'incendie et sa propagation dans tous les endroits où peuvent se trouver des matières combustibles d'une manière transitoire ou permanente;

- [1 la prise en compte des combinaisons crédibles d'un incendie et d'autres évènements initiateurs]1.

L'analyse de risque incendie démontre comment les conséquences possibles d'un incendie et du fonctionnement des moyens d'extinction ont été pris en compte.

17.4 - Systèmes de protection anti-incendie.

["3 Chaque compartiment doit \234tre \233quip\233 de syst\232mes de d\233tection d'incendie et d'alarmes appropri\233s. Le syst\232me de d\233tection d'incendie doit reporter l'alarme au personnel de la salle de commande ou \224 un poste de surveillance selon le cas, au moyen de signaux sonores et visuels"°

Des systèmes d'extinction fixes et/ou mobiles, manuels et/ou automatiques doivent être installés. Ils doivent être conçus et installés de telle manière que leur fonctionnement tant en cas d'incendie réel que, leur fonctionnement intempestif ou leur mise en route par inadvertance ou leur défaillance ne mette pas en cause la capacité des structures, systèmes et composants à remplir leurs fonctions de sûreté.

Les systèmes de ventilation doivent être conçus de manière à ce que le compartimentage puisse réaliser son objectif de ségrégation en cas d'incendie [3 et de manière à maintenir la ventilation des compartiments coupe-feu abritant des équipements redondants à ceux d'un compartiment affecté, autant que nécessaire pour assurer leurs fonctions de sûreté]3.

Les parties de systèmes de ventilation d'un compartiment (gaines de connexion, batteries de ventilateurs, filtres) qui sont situées à l'extérieur de ce compartiment de feu doivent avoir la même résistance au feu que le compartiment ou doivent pouvoir s'en isoler par des clapets coupe-feu possédant une résistance au feu adéquate.

En cohérence avec l'analyse de risques, des mesures doivent être prises de manière à éviter que le dégagement de fumées corrosives suite à un incendie mette en cause la capacité des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire à remplir leurs fonctions de sûreté.

17.5 - Contrôles administratifs et maintenance

Des procédures doivent être établies dans le but de garantir que la quantité de matières combustibles (la charge calorifique) et le nombre de sources d'ignition sont contrôlés et minimisés dans les zones contenant des équipements importants pour la sûreté nucléaire et dans les zones adjacentes où un incendie peut induire un risque d'exposition au feu d'équipements importants pour la sûreté nucléaire.

Dans le but de garantir l'efficacité des mesures de protection incendie pendant toute la durée de vie opérationnelle de l'installation, des procédures d'inspection, de maintenance et de tests doivent être établies et mises en oeuvre. Elles doivent vérifier l'intégrité des barrières et la disponibilité des dispositifs installés pour détecter, éteindre les incendies et limiter leurs effets.

17.6 - Organisation de la lutte anti-incendie

Lorsque la capacité de lutte contre l'incendie repose sur du personnel extérieur au site, il doit exister une coordination adéquate entre le personnel de l'établissement et le groupe d'intervention extérieur afin de s'assurer que ce dernier est au courant les risques de l'établissement.

La lutte anti-incendie doit faire l'objet d'exercices à une fréquence au moins annuelle, avec le personnel extérieur au site lorsque la capacité de lutte contre l'incendie repose sur celui-ci.

L'organisation du service d'incendie composé de personnel du site requis pour intervenir dans la lutte contre l'incendie, sa dotation en personnel, l'équipement et la formation doivent être documentés, et leur adéquation confirmée par une personne compétente en la matière.

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(1AR 2020-02-19/01, art. 12, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(2AR 2023-12-21/16, art. 15, 009; En vigueur : 25-01-2024)

(3AR 2023-12-21/16, art. 16, 009; En vigueur : 25-01-2024)

Section 6.[1 - Déclassement]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 3, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/1.[1 Décision de cessation d'activités

Sans préjudice de l'article 17 du règlement général, la décision de cessation des activités est notifiée sans délai par écrit à l'autorité de sûreté.

Cette notification comporte au moins les renseignements suivants :

- l'inventaire des substances radioactives mises en oeuvre lors de l'exploitation et des déchets radioactifs issus de l'exploitation à évacuer, leur nature physique et chimique, les caractéristiques radiologiques, les quantités et la destination prévue;

- les mesures prises pour amener et maintenir les installations dans une situation sûre en attendant leur démantèlement, en ce compris les éventuelles activités de décontamination et de démontage préliminaires;

- une description des modifications que l'exploitant souhaite apporter aux installations en attendant le démantèlement;

- le programme de maintenance et de contrôle qui est appliqué;

- les modalités au niveau de l'effectif du personnel en vue de garantir un maintien en état sûr de l'établissement;

- le calendrier prévisionnel du déclassement;

- l'impact sur les installations qui restent en exploitation.

L'exploitant s'assure que toutes les données disponibles concernant les installations, leur état et leur niveau de contamination et/ou d'activation soient archivées de manière adéquate en vue de leur utilisation lors du démantèlement ultérieur.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 4, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/2.[1 Démantèlement différé

Si l'exploitant opte pour un démantèlement différé, il doit justifier ce choix dans la notification de décision de cessation d'activité. Cette justification comporte une analyse des avantages et inconvénients de la stratégie retenue par rapport à ceux d'un démantèlement immédiat et une analyse des implications sur la sûreté.

Dans le cas d'un démantèlement différé, l'exploitant élabore, préalablement à la cessation d'activités elle-même, un programme de surveillance et de maintenance adéquat qui :

- garantit la sûreté de l'établissement pendant la période précédant le début du démantèlement;

- ne porte pas préjudice au démantèlement futur.

Pendant la période précédant le démantèlement, le recours à des systèmes de sûreté actifs, à un monitoring et à l'intervention humaine pour garantir la sûreté est limité, autant que raisonnablement possible, et doit être justifié par l'exploitant.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 5, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/3.[1 Systèmes, structures et composants

L'exploitant assure le bon fonctionnement des systèmes, structures et composants importants pour la sûreté nucléaire qui restent en service pendant les phases successives du déclassement. Ces systèmes, structures et composants, ainsi que leurs limites et conditions d'exploitation, sont décrits dans le rapport de sûreté.

Les limites et conditions d'exploitation sont actualisées lors de chaque modification apportée aux systèmes, structures et composants ou à leur classes de sûreté pendant les phases successives du déclassement.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 6, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/4.[1 Qualification des techniques

Avant la première mise en oeuvre d'une technique de décontamination ou de démantèlement dans son établissement, l'exploitant doit, pour chaque application spécifique, démontrer la faisabilité, la sûreté et l'efficacité de cette technique.

Les techniques nouvellement développées ou les techniques n'ayant pas encore été appliquées à des fins de démantèlement font l'objet, avant leur mise en oeuvre, d'un programme de qualification qui inclut des tests représentatifs en milieu non radioactif.

Le programme de qualification est assorti d'une analyse de risques couvrant toutes les conditions de mise en oeuvre prévisibles dans l'établissement.

Le programme de qualification, y compris l'analyse de risques sont soumis à l'approbation préalable du service de contrôle physique qui le soumet à l'approbation de l'autorité de sûreté.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 7, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/5.[1 Gestion des déchets radioactifs

Avant de démarrer les opérations de démantèlement, les substances radioactives mises en oeuvre lors de l'exploitation et les déchets radioactifs issus de celle-ci doivent avoir été caractérisés, avoir fait l'objet du développement d'une solution de gestion et doivent avoir été évacués hors de l'installation à démanteler de manière à optimiser la sûreté pendant le démantèlement.

L'exploitant doit développer, optimiser, mettre en oeuvre et documenter des processus visant à :

- s'assurer de l'existence d'une solution de référence pour la gestion des déchets radioactifs ou non qui seront produits par le démantèlement,

- séparer les déchets radioactifs des autres matières;

- catégoriser, caractériser, trier, conditionner ou évacuer pour conditionnement les déchets radioactifs générés lors du démantèlement et assurer leur traçabilité;

- optimiser les volumes et activités des déchets radioactifs produits par l'utilisation de la décontamination, le réemploi ou la libération;

- limiter autant que possible le volume de déchets radioactifs à vie longue.

Le rapport de sûreté du démantèlement décrit les processus de gestion des déchets générés par celui-ci, avec une attention particulière concernant l'entreposage sûr des déchets générés.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 8, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/6.[1 Gestion des documents

Au cours des phases du déclassement, l'exploitant doit disposer :

- d'un inventaire à jour des types, volumes et activités de déchets produits, entreposés et évacués de l'établissement;

- d'un inventaire à jour des types et quantités des matériaux libérés;

- des données en rapport avec l'état d'avancement du démantèlement des installations.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 9, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/7.[1 Gestion de l'expérience

L'exploitant établit, met en oeuvre et maintient un processus méthodique et documenté dédié à l'accès, la collecte, l'évaluation et la valorisation de l'expérience pertinente issue d'installations situées en Belgique et à l'étranger, en vue d'améliorer la sûreté pendant les différentes phases du déclassement de ses propres installations.

L'exploitant analyse les données disponibles, tire les enseignements applicables à ses activités, et met en oeuvre, le cas échéant, les mesures préventives et/ou correctives appropriées qui sont applicables à son(ses) installation(s) pour empêcher ou limiter les conséquences des évènements qui peuvent mettre en péril l'installation et/ou la sécurité des travailleurs, du public ou de l'environnement.

Il gère l'expérience acquise lors du déclassement de ses propres installations selon le même processus.]1

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

Art. 17/8.[1 Maintenance et surveillance des installations

L'exploitant actualise son programme de maintenance et de surveillance jusqu'à la fin du déclassement.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 11, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/9.[1 Plan interne d'urgence

L'exploitant adapte son plan interne d'urgence en fonction des activités de déclassement et de la modification des risques.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 12, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/10.[1 Rapport de sûreté de démantèlement

L'exploitant établit un rapport de sûreté de démantèlement.

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

a)introduction et objectif du démantèlement;

b)description de l'établissement et des installations concernées, y compris leur historique et les activités de décontamination préalables, ainsi que leur caractérisation physique, chimique et radiologique;

c)éventuelles nouvelles installations prévues et systèmes nécessaires pour la décontamination, le démantèlement et/ou la gestion des déchets

d)système de gestion, avec entre autres description de la gestion:

a. de la sûreté;

b. de l'organisation et des responsabilités;

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

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

e. de l'expérience accumulée, aussi bien interne qu'externe, nationale et internationale;

f. gestion des documents;

e)description de l'état final envisagé, stratégie et organisation du démantèlement;

f)planning prévisionnel des activités de démantèlement, avec la liste des phases de démantèlement considérées;

g)description des techniques de démantèlement qui seront utilisées;

h)objectifs de sûreté, description des fonctions de sûreté et des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté pendant les différentes phases du démantèlement;

i)démonstration de la sûreté (y compris analyse de risque) pendant le démantèlement (en conditions normales, lors d'incidents et en conditions accidentelles);

j)limites et conditions d'exploitation pendant le démantèlement;

k)programmes de surveillance et de maintenance, de tests et d'inspection pendant le démantèlement;

l)stratégie, méthodes et mesures de radioprotection pendant le démantèlement;

m)gestion des déchets et effluents produits par le démantèlement ainsi que leur destination;

n)stratégie, critères, méthodes et mesures prises en vue de la libération d'objets et matériaux issus du démantèlement;

o)plan interne d'urgence et procédures en relation avec la gestion de situations accidentelles;

p)proposition de méthodologie de caractérisation de l'état final, programme de monitoring en relation avec la vérification et l'évaluation de l'état final;

Le rapport de sûreté de démantèlement comprend une analyse de risques qui couvre les risques radiologiques ainsi que les risques non radiologiques et leur influence réciproque

L'autorité de sûreté peut préciser le contenu détaillé du rapport de sûreté selon le type d'installation ou du type d'activité(s) de démantèlement.

Le rapport de sûreté de démantèlement est mis à jour pendant toute la durée du démantèlement, selon une périodicité n'excédant pas douze mois, ainsi qu'à chaque phase importante du démantèlement pour s'assurer qu'il reflète correctement l'état des installations à démanteler et les aspects relatifs à la sûreté.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 13, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/11.[1 Révisions périodiques de sûreté pendant le démantèlement

L'exploitant procède, par défaut au moins une fois tous les dix ans, à une révision de la sûreté des installations et des activités de démantèlement.

Les aspects suivants sont notamment pris en compte :

- le type et le planning des activités de démantèlement à effectuer;

- l'impact d'éventuels retards au niveau du planning global du démantèlement;

- les modifications au niveau des techniques et de la stratégie de démantèlement;

- l'état des installations restantes;

- l'inventaire radiologique actualisé;

- la réutilisation des installations de démantèlement et de décontamination présentes;

- les problèmes mis en lumière et les incidents survenus lors du démantèlement;

- l'éventuelle évolution des normes à appliquer susceptibles d'avoir un impact sur le démantèlement;

- le retour d'expérience pertinent concernant le démantèlement d'installations en Belgique et à l'étranger.]1

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(1Inséré par AR 2015-08-10/22, art. 14, 003; En vigueur : 07-09-2015)

Art. 17/12.[1 Caractérisation de l'état final et rapport final de démantèlement

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

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

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

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

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

Section 1ère.- Gestion de la sûreté nucléaire

Art. 18.Système de gestion

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

Art. 19.Formation et habilitation du personnel

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

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

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

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

- le travail en équipe de quart;

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

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

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

Section 2.- Conception

Art. 20.Base de conception des réacteurs existants

20.1 - Stratégie de la sûreté

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

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

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

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

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

20.2 [10 ...]10

20.3 [11 - Evènements de base de conception

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

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

["23 Les \233v\232nements s\233lectionn\233s comprennent au minimum : - les d\233faillances d'\233quipements, - les accidents de perte de r\233frig\233rant primaire (LOCA), - les erreurs humaines. "°

["23 ..."°

["23 ..."° ]11

20.4 [12 ...]12

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

["14 Les \233v\233nements initiateurs postul\233s pour chaque \233tat op\233rationnel sont regroup\233s en un nombre restreint de cat\233gories selon leur probabilit\233 d'occurrence."° Chaque catégorie doit être assortie de critères d'acceptation tenant compte de l'exigence selon laquelle les évènements fréquents ne doivent avoir que des conséquences radiologiques mineures ou nulles et que les événements susceptibles d'entraîner des conséquences graves doivent avoir une probabilité d'occurrence très faible.

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

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

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

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

20.6 [15 - Démonstration de conservatisme et de marges raisonnables

Afin de garantir des marges raisonnables :

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

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

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

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

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

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

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

De plus, l'analyse de sûreté :

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

b)adresse les incertitudes et leur impact ;

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

d)est auditable et reproductible.]15

20.7 - [16 Fonctions de sûreté]16

20.7.1 [17 - Généralités

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

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

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

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

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

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

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

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

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

["19 La sous-criticit\233 est maintenue : - dans le coeur pendant tout arr\234t programm\233 en exploitation normale ou apr\232s tout incident de fonctionnement pr\233vu ; - dans le coeur, apr\232s une p\233riode transitoire suite \224 tout accident de base de conception ; - dans l'entreposage de combustible neuf et dans la piscine de d\233sactivation."°

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

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

20.7.4 - Fonctions de confinement

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

a)des structures étanches contenant le circuit primaire;

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

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

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

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

20.8 - Instrumentation et systèmes de contrôle

20.8.1 - Généralités

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

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

20.8.2 - Salle de commande

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

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

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

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

20.8.3 - Système de protection

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

20.8.4 - Alimentation de secours

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

20.9 [22 ...]22

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Art. 21.[1 - Extension de la conception des réacteurs

21.1 - Objectif

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

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

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

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

A moins de pouvoir en atténuer suffisamment les conséquences par un confinement, il faut rendre extrêmement improbable avec un haut degré de confiance l'endommagement conséquent du combustible usé en piscine de désactivation.

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

21.2 - Sélection des conditions d'extension de la conception

Une liste représentative de conditions d'extension de la conception est établie et justifiée sur base d'une combinaison de méthodes déterministes, probabilistes et de jugements d'experts.

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

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

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

- les événements se produisant dans les différents états opérationnels ;

- les événements résultants des [2 agressions]2 internes ou externes ;

- des défaillances de cause commune.

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

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

21.3 - Analyse des conditions d'extension de la conception

L'analyse des conditions d'extension de la conception :

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

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

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

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

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

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

g)utilise les études probabilistes de sûreté de niveau 1 et 2 ;

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

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

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

21.4.1 - Généralités

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

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

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

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

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

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

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

21.4.2 - Sous criticité à long terme

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

21.4.3 - Evacuation de la chaleur résiduelle

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

21.4.4 - Fonctions de confinement

L'isolement de l'enceinte est assuré. Pour les états d'arrêt pour lesquels cet isolement ne pourrait être réalisé suffisamment rapidement, l'endommagement conséquent du combustible dans le coeur est évité avec un haut niveau de confiance. De même, l'endommagement conséquent du combustible dans le coeur est évité avec un haut degré de confiance lors de tout événement menant au contournement de l'enceinte.

La température et la pression à l'intérieur de l'enceinte de confinement doivent être gérées.

Les risques liés aux gaz combustibles doivent être gérés.

L'enceinte de confinement doit être protégée contre la surpression. Si un évent est prévu pour gérer la pression dans l'enceinte, une filtration est présente.

Les scénarios de fusion du coeur à haute pression dans le circuit primaire doivent être évités.

La dégradation du confinement par le coeur en fusion doit pouvoir être évitée ou atténuée autant que faire se peut.

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

L'instrumentation pour déterminer l'état de la centrale, piscine de désactivation comprise, et des fonctions de sûreté est disponible et adéquatement qualifiée. Elle permet de fournir les informations nécessaires à la prise de décision quant à la mise en oeuvre des mesures de gestion d'accident.

L'information issue de cette instrumentation est présente, aussi bien dans la salle de commande principale que dans une salle de commande ou poste supplémentaire séparé. Un de ces lieux reste opérationnel et habitable en conditions d'extension de la conception.

21.4.6 - Alimentations électriques

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

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

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(1AR 2020-02-19/01, art. 27, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(2AR 2023-12-21/16, art. 18, 009; En vigueur : 25-01-2024)

Art. 21/1.[1 Agressions externes

21/1.1 Identification des agressions externes et protection contre celles-ci

Tous les phénomènes naturels et les activités humaines susceptibles de provoquer, de manière involontaire, des agressions contre le site doivent être identifiés, y compris les phénomènes secondaires qui en découleraient.

Les phénomènes naturels comprennent :

- les aléas géologiques ;

- les aléas sismiques ;

- les aléas météorologiques ;

- les aléas hydrologiques ;

- les phénomènes biologiques ;

- les feux de forêt.

Les agressions externes causées par des activités humaines, comprennent au minimum :

- les chutes d'avion accidentelles ;

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

- les perturbations électriques et les interférences électromagnétiques.

Un concept de protection est élaboré comme base à la définition et au dimensionnement des mesures de protection appropriées contre les agressions externes.

Il permet de faire face aux évènements repris dans la base de conception et dans l'extension de la conception, et établit les liens avec les procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves.

Art. 21/1.2. Sélection et analyse des agressions externes

Les agressions externes identifiées qui :

a)ne représentent pas une menace physique pour l'unité, ou

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

peuvent ne pas être sélectionnées, à l'exception de celles qui, en combinaison avec d'autres événements, pourraient représenter une menace pour l'unité.

Le processus de sélection se base sur des hypothèses conservatives.

Les agressions externes sélectionnées sont analysées, à l'aide de méthodes déterministes et, dans la mesure du possible, probabilistes, suivant l'état actuel de la science et de la technologie.

L'analyse établit dans la mesure du possible, une relation entre la sévérité de l'agression et sa fréquence de dépassement. Son niveau de sévérité maximale crédible est déterminé dans la mesure du possible.

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

Ces données sont complétées afin de couvrir également des phénomènes naturels antérieurs à ceux documentés dans les annales historiques. L'évolution future des phénomènes naturels liés entre autres au changement climatique et l'évolution des activités humaines seront prises en considération lors de l'évaluation.

Les incertitudes sur les résultats seront évaluées.

Art. 21/1.3. Evènements de base de conception pour les agressions externes

Sur base de l'analyse des agressions externes sélectionnées, des évènements de base de conception sont définis.

La fréquence de dépassement utilisée pour le choix des événements de la base de conception par rapport à ces agressions/à une agression est suffisamment basse pour assurer un haut degré de protection. Elle est inférieure ou égale à 10-4 par an.

Une valeur minimale de 0,98 m.s-2 est à respecter pour l'accélération horizontale maximale du sol pour les sollicitations sismiques.

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

Afin d'assurer une protection minimale, les événements sélectionnés dans la base de conception comprennent entre autres :

- la chute d'un avion de ligne commercial et celle d'un avion militaire représentatifs ;

- une explosion provoquant une surpression de l'onde réfléchie d'au moins 0,07 bar sur les bâtiments.

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

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

Art. 21/1.4. Protection contre les évènements de la base de conception

Pour chaque événement d'origine externe de la base de conception, le concept de protection :

1°prévoit des marges de sûreté ;

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

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

4°assure, en fonction des états opérationnels, que les mesures pour faire face à un accident de base de conception restent efficaces pendant et après l'événement, à moins que le concept de protection ne repose sur la séparation géographique de structures, systèmes, composants. Dans ce cas, l'événement peut entraîner une perte de redondance pour autant qu'un nombre suffisant de mesures subsistent ;

5°n'affaiblit pas de manière inadmissible la protection contre d'autres évènements de la base de conception liés à des agressions internes ou externes. D'éventuelles exceptions sont justifiées. Les structures, systèmes et composants faisant partie du concept de protection sont capables d'assurer leur fonction lors de toute combinaison crédible de l'évènement considéré avec un autre évènement lié à une agression interne ou externe.

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

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

8°tient compte du fait que :

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

b. plusieurs structures, systèmes et composants,

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

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

pourraient être affectés par les événements;

9°garantit la disponibilité de ressources suffisantes, en particulier si plusieurs unités sont présentes sur le même site et partagent des équipements ou services;

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

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

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

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

Si la chute d'un avion commercial ou militaire représentatif n'a pas été considérée dans la base de conception, des méthodes alternatives peuvent être utilisées afin de démontrer un niveau de protection adéquat :

a)Pour le point a) du premier alinéa de l'article 20.6, les hypothèses initiales et conditions aux limites pour les études de scénarios sont en accord avec les conditions et limites d'exploitation.

b)Les hypothèses c) et e) du premier alinéa de l'article 20.6, relatives aux systèmes intervenant dans les scénarios, sont remplacés par les hypothèses et exigences des alinéas trois à sept de l'article 21.4.1.

c)Les 4 points du second alinéa de l'article 20.6 sont remplacés par les points a), b) e) et f) de l'article 21.3.

Le 4ième point du premier alinéa de l'article 21/1.4 n'est pas d'application pour le concept de protection associé à la chute d'un avion.

Art. 21/1.5. Evénements d'extension de la conception

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

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

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

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

1°démontre qu'il existe des marges suffisantes vis à vis des " effets falaise " qui auraient des conséquences inacceptables;

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

3°tient compte du fait que :

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

b. plusieurs structures, systèmes et composants,

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

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

pourraient être affectés par les événements.

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

5°inclut des vérifications sur le terrain. ]1

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(1AR 2023-12-21/16, art. 19, 009; En vigueur : 25-01-2024)

Art. 21/2.[1 - Agressions internes

Art. 21/2.1. Identification des agressions internes et protection contre celles-ci

Toutes les agressions internes potentielles contre des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté sont identifiées. Tout endroit où sont présentes des sources d'agression permanentes ou temporaires est pris en compte.

La liste des agressions internes comprend au minimum :

- les incendies ;

- les explosions ;

- les projectiles ;

- les ruptures de tuyauteries ;

- les inondations internes ;

- les effondrements de structures et les chutes d'objets ;

- les perturbations électriques et les interférences électromagnétiques ;

- les relâchements de substances dangereuses.

Un concept de protection est élaboré comme base à la définition et au dimensionnement des mesures de protection appropriées.

Il permet de faire face aux évènements repris dans la base de conception et dans l'extension de la conception, et établit les liens avec les procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves.

Art. 21/2.2. Analyse des agressions internes

Les agressions internes identifiées sont analysées, à l'aide de méthodes déterministes et, dans la mesure du possible, probabilistes, ainsi que des jugements d'expert. L'évaluation tient compte de toutes les sources individuelles d'agressions et des effets directs et indirects crédibles pouvant en résulter.

L'analyse des agressions, les méthodes utilisées, les données d'entrée ainsi que l'utilisation des résultats de l'analyse, incluant l'implémentation d'actions, sont justifiés, documentés et tenus à jour.

Les sources d'agressions sont, autant que possible, éliminées ou minimisées, jusqu'à pouvoir montrer que :

a)il n'y ait plus de menace physique pour des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté, ou

b)la survenance d'évènements associés à ces sources d'agressions est extrêmement improbable avec un haut degré de confiance.

Art. 21/2.3. Evènements de base de conception pour les agressions internes

Sur base de l'analyse des agressions internes spécifiques à la centrale, des évènements de base de conception associés aux sources d'agressions qui n'ont pu être éliminées ou suffisamment minimisées, sont définis.

Les paramètres de ces évènements sont déterminés de manière conservative, en considérant les conséquences physiques les plus graves possibles de ceux-ci. Les exceptions sont justifiées.

Art. 21/2.4. Protection contre les évènements de conception

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

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

1°prévoit des marges de sûreté ;

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Art. 22.Classement des structures, systèmes et composants

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

Art. 22/1.[1 Revue de la conception

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

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

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

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

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

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

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

Section 3.- Exploitation

Art. 23.Limites et conditions d'exploitation

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

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

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

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

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

Art. 24.[1 Gestion du vieillissement

["2 Le programme de gestion du vieillissement tient compte de la conception, des donn\233es de fabrication, des r\233sultats du processus de qualification, des conditions de service et environnementales, des cycles de charge, des processus de maintenance, de la dur\233e en service, de la strat\233gie de tests et de remplacements auxquels ont \233t\233 soumis les syst\232mes, structures et composants concern\233s "°

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

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

["2 L'exploitant d\233veloppe une strat\233gie pour assurer que des solutions ad\233quates aux probl\232mes d'obsolescence sont impl\233ment\233es avant que ces probl\232mes ne portent \224 cons\233quence. Les cons\233quences d'arr\234ts prolong\233s ou d'autres conditions sp\233cifiques sur le vieillissement des structures, syst\232mes et composants concern\233s sont g\233r\233es."°

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

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

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

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

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

Art. 25.Système d'analyse des évènements et retour d'expérience d'exploitation

Art. 26.Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Art. 27.Procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves

27.1 [3 Objectifs et portée

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

Ces procédures et guides permettent de gérer des accidents affectant simultanément le réacteur et le combustible usé en piscine de désactivation, en prenant en compte leurs possibles interactions.

Les supports possibles d'une unité à une autre, qui n'affaiblissent pas sa propre sûreté, sont est repris dans les procédures et guides.

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

27.1.1 Accidents de la base de conception

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

Ces procédures ont pour but de ramener la centrale dans un état sûr.

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

27.1.2 Accidents d'extension de la conception

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

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

Si un endommagement conséquent du combustible n'a pu être évité, des guides de gestion d'accidents graves, en combinaison d'autres procédures, sont utilisés pour en limiter les conséquences.]3

27.2 - Format et contenu

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

Les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion d'accidents graves respectent une philosophie préétablie; le choix des stratégies et mesures à exécuter prennent en compte la spécificité de la centrale.[4 ...]4

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

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

["4 Les proc\233dures de conduite accidentelle qui s'appliquent pour les accidents de base de conception recourent \224 des \233quipements et \224 une instrumentation ad\233quatement qualifi\233s. Les proc\233dures de conduite accidentelle qui s'appliquent en condition d'extension de la conception et guides de gestion d'accidents graves recourent principalement \224 des \233quipements ad\233quatement qualifi\233s. Les proc\233dures et guides prennent en compte les conditions, y compris radiologiques, caus\233es par les conditions accidentelles qu'ils adressent, pouvant r\233gner sur le site."°

27.3 - Vérification et validation

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

La validation des procédures de conduite accidentelle est basée sur la représentation sur simulateur des situations d'accidents couvertes.

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

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

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

- modifications de la centrale;

- modifications organisationnelles;

- résultats des analyses probabilistes de sûreté;

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

- révisions des bases génériques.

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

27.5 - Responsabilités et formation

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

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

- rôles et responsabilités;

- déroulement des [2 accidents de base de conception]2, [2 accidents d'extension de la conception]2 ainsi que les accidents graves et phénomènes y afférents;

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

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

- apprentissage et mise en application des procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves, y compris la transition entre les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves;

- interactions entre les intervenants.

["5 La formation et l'apprentissage des proc\233dures de conduite accidentelle, sont r\233alis\233s sur simulateur \" full-scope \" et, pour les guides de gestion d'accidents graves, dans la mesure du possible, sur simulateur."°

Les interventions qui sont décrites dans les guides de gestion d'accidents graves, et dont le but est de rétablir les fonctions de sûreté font l'objet d'exercices réguliers planifiés. [5 Ces exercices prennent en compte des circonstances potentiellement défavorables.]5

27.6 - Moyens

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

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(1AR 2018-10-09/09, art. 33, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(2AR 2018-10-09/09, art. 34, 005; En vigueur : 29-10-2018)

(3AR 2020-02-19/01, art. 31, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(4AR 2020-02-19/01, art. 32, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(5AR 2020-02-19/01, art. 33, 006; En vigueur : 09-03-2020)

Section 4.- Vérification de la sûreté nucléaire

Art. 28.Contenu du rapport de sûreté

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

a)Introduction et contexte.

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

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

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

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

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

g)[1 Démonstration de la sûreté :

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

ii. analyses probabilistes;]1

h)Mise en service des nouvelles installations.

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

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

k)Radioprotection.

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

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

n)Gestion des déchets radioactifs.

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

["1 Les descriptions, analyses et mesures d\233crites dans le rapport de s\251ret\233 doivent prendre en compte le site dans son ensemble, pour tenir compte des [2 agressions"° :

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

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

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

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

Art. 29.Etudes probabilistes de sûreté

29.1 - Objectif et portée des études probabilistes de sûreté

["1 Pour chaque centrale, une \233tude probabiliste de s\251ret\233 de niveau 1 et 2 doit \234tre \233tablie. Toutefois l'\233tude probabiliste de s\251ret\233 de niveau 2 peut \234tre r\233alis\233e pour une unit\233 jug\233e repr\233sentative de plusieurs unit\233s sur base d'une interpr\233tation des caract\233ristiques techniques. L'\233tude probabiliste de s\251ret\233 \233tudiera la contribution au risque dans tous les \233tats op\233rationnels de la centrale et prendra en compte les \233v\233nements initiateurs internes et externes pertinents, y compris l'incendie et l'inondation internes. S'il n'existe pas de m\233thodologie reconnue pour la mod\233lisation des cons\233quences de certains ph\233nom\232nes externes, il faut \233valuer par d'autres m\233thodes justifi\233es leur contribution \224 l'\233valuation globale du risque."°

L'analyse identifie les séquences d'événements qui résultent des événements initiateurs postulés. Ces séquences d'événements doivent prendre en compte les défaillances des composants, l'indisponibilité des composants pour raison de maintenance ou d'essais, les erreurs humaines, les défaillances de cause commune et toutes les autres dépendances pertinentes. [1 Les temps de mission sont justifiés.]1

Les défaillances induites par les événements initiateurs postulés sont prises en compte dans l'analyse de la séquence d'événements et l'analyse des systèmes.

["1 Les unit\233s jumelles sont mod\233lis\233es dans leur ensemble de mani\232re \224 mettre en \233vidence les interactions entre les unit\233s, en particulier au niveau des syst\232mes communs."°

L'étude probabiliste de sûreté utilise de préférence des méthodes et hypothèses réalistes. Ceci inclut l'analyse effectuée pour étayer les critères de succès des systèmes de sûreté, la modélisation des phénomènes qui pourraient se produire à l'intérieur du confinement suite à un endommagement du coeur et le relâchement des matières radioactives vers l'environnement. Lorsque cela n'est pas possible, des hypothèses raisonnablement conservatives sont utilisées.

Les fréquences des événements initiateurs postulés et les probabilités de défaillance d'équipements utilisées sont représentatives de la conception ou de l'exploitation de la centrale. Dans la mesure du possible, des données spécifiques à la centrale, y compris des données relatives à la maintenance, aux essais, à la surveillance et à l'inspection en service, sont utilisées.

Les interventions humaines sont modélisées dans l'étude probabiliste de sûreté. Il est tenu compte du fait que les erreurs humaines peuvent se produire avant, pendant et après l'initiation de la séquence et qu'elles peuvent également être liées à l'origine d'un événement initiateur postulé et en affecter la fréquence.

Les probabilités d'erreur humaine utilisées reflètent les facteurs qui peuvent influencer les performances de l'opérateur dans tous les états de la centrale.

L'étude probabiliste de sûreté de niveau 1 reprend des études de sensibilité et d'incertitudes. L'analyse d'incertitudes doit notamment refléter les marges de variation de la probabilité des événements initiateurs postulés et de la probabilité de défaillance des composants. L'étude probabiliste de sûreté de niveau 2 reprend des études de sensibilité et, lorsque approprié, des études d'incertitudes.

29.2 - Qualité des études probabilistes de sûreté

L'étude probabiliste de sûreté est effectuée en utilisant des méthodologies ayant fait leurs preuves, et prenant en compte l'expérience internationale en la matière.

L'étude probabiliste de sûreté est établie, documentée et maintenue à jour en utilisant un système de qualité approuvé par l'exploitant.

29.3 - Application des études probabilistes de sûreté

L'étude probabiliste de sûreté doit être utilisée tout au long de la conception et de l'exploitation de la centrale pour faciliter le processus de prise de décisions concernant la sûreté nucléaire. Le rôle de l'étude probabiliste de sûreté dans le processus de prise de décision est défini pour les différents types d'applications.

L'étude probabiliste de sûreté est utilisée pour démontrer que la conception est équilibrée, c'est à dire qu'aucun dispositif ou évènement initiateur postulé ne contribue de manière disproportionnée au risque global et pour donner l'assurance que de petits écarts dans les paramètres de la centrale susceptibles d'entraîner un comportement très anormal de la centrale sont évités.

Les résultats de l'étude probabiliste de sûreté sont utilisés pour déterminer si la conception ou l'exploitation de la centrale comporte des faiblesses et pour évaluer la nécessité de modifications des systèmes, des procédures et des pratiques d'exploitation y compris en conditions accidentelles, afin de réduire le risque, notamment celui lié aux accidents graves.

L'étude probabiliste de sûreté est utilisée pour vérifier l'adéquation des modifications apportées à la centrale, aux procédures et aux spécifications techniques, et pour évaluer l'importance d'incidents se produisant en cours d'exploitation.

Les résultats de l'étude probabiliste de sûreté doivent être utilisés pour le développement et la validation du programme de formation, notamment pour la formation sur simulateur des opérateurs de la salle de commande.

Les résultats de l'étude probabiliste de sûreté sont utilisés afin de vérifier que tous les composants significatifs du point de vue du risque sont repris dans des programmes de tests et vérifications adéquats. Le rôle et l'importance de ces composants sont repris dans le rapport de sûreté.

Les limitations de l'étude probabiliste de sûreté doivent être clairement reconnues et prises en considération lors de son utilisation.

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(1AR 2020-02-19/01, art. 35, 006; En vigueur : 09-03-2020)

Art. 30.

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

Section 5.- Préparation à l'urgence

Art. 31.[1 Plan Interne d'urgence

31.1 - Préparation et plan interne d'urgence

Le plan interne d'urgence :

- prend en compte les situations de longue durée ;

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

- est coordonné entre les différentes parties concernées.

31.2 - Organisation

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

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

31.3 - Infrastructures

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

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

31.4 - Formation, entraînement et exercices

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

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

Art. 32.Protection contre les incendies d'origine interne

32.1 - Principes de base de conception

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

32.2 - Analyse de risque incendie

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

32.3 - Systèmes de protection anti-incendie

["1 La r\233sistance au feu des barri\232res coupe-feu des compartiments est telle que la combustion totale de la charge calorifique pr\233sente dans le compartiment, en coh\233rence avec l'analyse de risque incendie, ne provoque pas de rupture des barri\232res. Pour l'\233valuation de la r\233sistance des barri\232res coupe-feu, la quantit\233 d'oxyg\232ne disponible \224 l'int\233rieur du compartiment ou pouvant y p\233n\233trer est prise avec conservatisme et justifi\233e."°

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

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

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

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

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

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

Art. 33.[1 - Fonctions de sûreté

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

1°maintien de la sous-criticité;

2°évacuation de la chaleur résiduelle;

3°confinement des substances radioactives;

4°protection contre les rayonnements;

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

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

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

Art. 34.[1 - Conception et réalisation

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

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

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

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

1°satisfaire aux exigences de radioprotection;

2°faciliter la maintenance et la réparation;

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

et

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

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

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

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

2°suite à des incidents de fonctionnement prévus.

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

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

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

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

Section 2.[1 - Exploitation de l'installation d'entreposage]1

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

Art. 35.[1 - Limites et conditions d'exploitation

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

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

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

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

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

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

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

Art. 36.[1 - Exploitation

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

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

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

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

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

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

Art. 37.[1 - Critères de conformité

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

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

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

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

Art. 38.[1 - Programme de surveillance

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

Ce programme de surveillance couvre à minima les éléments suivants:

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

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

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

Art. 39.[1 - Ecarts

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

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

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

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

Section 3.[1 - Vérification de la sûreté nucléaire]1

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

Art. 40.[1 - Rapport de sûreté

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

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

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

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

a)de la sûreté;

b)de l'organisation;

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

12°stratégie, méthodes et mesures de radioprotection;

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

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

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

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

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

Art. 41.[1 - Révisions périodiques de sûreté des installations d'entreposage

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

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

Chapitre 4bis.[1 - Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs nucléaires de recherche]1

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

Section 1ère.[1 - Gestion de la sûreté nucléaire]1

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

Art. 42.[1 - Système de gestion

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

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

Art. 43.[1 - Formation et habilitation du personnel

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Section 2.[1 - Conception]1

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

Art. 44.[1 - Base de conception des réacteurs nucléaires de recherche existants

44.1 - Stratégie de la sûreté

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

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

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

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

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

44.2 - Evènements de base de conception

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

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

Les évènements sélectionnés d'origine interne comprennent au minimum:

- les défaillances d'équipements,

- les erreurs humaines,

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

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

- la chute d'avion,

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

44.3 - Critères d'acceptation techniques

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

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

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

- le cas échéant, le circuit primaire ;

- le cas échéant, le circuit secondaire ;

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

44.4 - Démonstration de conservatisme et de marges raisonnables

Afin de garantir des marges raisonnables :

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

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

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

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

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

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

De plus, l'analyse de sûreté :

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

b)adresse les incertitudes et leur impact ;

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

d)est auditable et reproductible.

44.5 - Fonctions de sûreté

44.5.1 - Généralités

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

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

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

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

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

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

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

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

La sous-criticité est maintenue :

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

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

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

44.5.3 - Fonctions d'évacuation de la chaleur résiduelle

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

44.5.4 - Fonctions de confinement

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

a)des structures étanches ;

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

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

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

44.6 - Instrumentation et systèmes de contrôle

44.6.1 - Généralités

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

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

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

44.6.2 - Salle de commande

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

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

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

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

Si un tel système est nécessaire :

- il est installé de préférence en un endroit unique ;

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

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

44.6.3 - Système de protection

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

44.6.4 - Alimentation de secours

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

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

Art. 45.[1 - Extension de la conception des réacteurs nucléaires de recherche

45.1 - Objectif

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

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

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

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

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

45.2 - Sélection des conditions d'extension de la conception

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

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

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

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

- les événements se produisant dans les différents états opérationnels ;

- les événements résultants des risques internes ou externes ;

- des défaillances de cause commune.

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

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

45.3 - Analyse des conditions d'extension de la conception

L'analyse des conditions d'extension de la conception :

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

45.4.1 - Généralités

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

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

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

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

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

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

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

45.4.2 - Sous criticité à long terme

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

45.4.3 - Evacuation de la chaleur résiduelle

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

45.4.4 - Fonctions de confinement

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

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

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

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

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

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

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

45.4.6 - Alimentations électriques

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

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

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

Art. 46.[1 - Phénomènes naturels

46.1 - Identification des risques liés aux phénomènes naturels

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

Les phénomènes naturels comprennent :

- les aléas géologiques ;

- les aléas sismiques ;

- les aléas météorologiques ;

- les aléas hydrologiques ;

- les phénomènes biologiques ;

- les feux de forêt.

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

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

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

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

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

Le processus de sélection se base sur des hypothèses conservatives.

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

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

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

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

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

Les incertitudes sur les résultats seront évaluées.

46.3 - Evènements de base de conception pour les phénomènes naturels

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

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

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

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

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

46.4 - Protection contre les évènements de la base de conception

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

Le concept de protection :

1°prévoit des marges de sûreté ;

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

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

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

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

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

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

7°tient compte du fait que :

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

b. plusieurs structures, systèmes et composants,

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

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

pourraient être affectés par les événements ;

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

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

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

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

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

46.5 - Evénements d'extension de la conception

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

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

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

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

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

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

3°tient compte du fait que :

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

b. plusieurs structures, systèmes et composants,

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

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

pourraient être affectés par les événements ;

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

5°inclut des vérifications sur le terrain.]1

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

Art. 47.[1 - Classement des structures, systèmes et composants

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

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

Art. 48.[1 - Revue de la conception

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

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

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

Art. 49.[1 - Dispositifs expérimentaux et activités expérimentales

49.1 - Objectif

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

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

(a) la maîtrise de la réactivité ;

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

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

(d) le fonctionnement des moyens de confinement

ou entraîner des conséquences radiologiques inacceptables.

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

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

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

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

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

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

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

49.2 - Sûreté des activités expérimentales et éducatives

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

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

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

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

(a) des propositions d'activités expérimentales ;

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

(c) du programme de mise en oeuvre ;

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

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

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

49.3 - Compétence et qualification du personnel

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

49.4 - Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

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

49.5 - Analyse de risque incendie d'origine interne

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

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

Section 3.[1 - Exploitation]1

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

Art. 50.[1 - Limites et conditions d'exploitation

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

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

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

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

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

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

Art. 51.[1 - Gestion du vieillissement

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

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

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

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

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

Art. 52.[1 - Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

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

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

- des essais d'étanchéité ;

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

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

- des inspections de l'intégrité structurelle ;

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

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

Art. 53.[1 - Procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves

53.1 - Objectifs et portée

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

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

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

53.1.1 - Accidents de la base de conception

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

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

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

53.1.2 - Accidents d'extension de la conception

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

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

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

53.2 - Format et contenu

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

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

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

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

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

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

53.3 - Vérification et validation

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

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

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

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

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

- modifications du réacteur;

- modifications organisationnelles;

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

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

- révisions des bases génériques.

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

53.5 - Responsabilités et formation

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

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

- rôles et responsabilités ;

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

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

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

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

- interactions entre les intervenants.

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

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

53.6 - Moyens

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

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

Section 4.[1 - Vérification de la sûreté nucléaire]1

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

Art. 54.[1 - Contenu du rapport de sûreté

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

a)Introduction et contexte.

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

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

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

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

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

g)Démonstration de la sûreté :

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

ii. analyses probabilistes, si d'application ;

h)Mise en service des nouvelles installations.

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

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

k)Radioprotection.

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

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

n)Gestion des déchets radioactifs.

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

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

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

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

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

Art. 55.[1 - Etudes probabilistes de sûreté

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

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

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

Art. 56.[1 - Révisions périodiques de sûreté

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

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

Section 5.[1 - Préparation à l'urgence]1

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

Art. 57.[1 - Plan Interne d'urgence

57.1 - Préparation et plan interne d'urgence

Le plan interne d'urgence :

- prend en compte les situations de longue durée ;

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

- est coordonné entre les différentes parties concernées.

57.2 - Organisation

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

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

57.3 - Infrastructures

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

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

57.4 - Formation, entraînement et exercices

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

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

Art. 58.[1 - Protection contre les incendies d'origine interne

58.1 - Principes de base de conception

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

58.2 - Systèmes de protection anti-incendie

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

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

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

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

Section 1ère.[1 - Gestion de la sûreté nucléaire]1

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

Art. 59.[1 - Politique de sûreté

59.1. Principes fondamentaux

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

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

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

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

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

59.2. Principes de sûreté

59.2.1. Principe de défense en profondeur

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

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

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

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

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

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

59.2.2. Principe de démontrabilité

Le principe de démontrabilité requiert de :

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

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

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

4°gérer les incertitudes.

59.3. Stratégie de sûreté

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

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

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

La stratégie de sûreté comprend :

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

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

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

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

59.4. Concept de sûreté

Un concept de sûreté doit être établi.

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

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

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

Art. 60.[1 - Système de gestion

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

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

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

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

1°les caractéristiques du site ;

2°la conception - base de conception ;

3°les données " as built " ;

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

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

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

7°le rapport de sûreté.

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

Le système de gestion intègre un processus visant à :

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

2°informer les autorités compétentes ;

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

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

Section 2.[1 - Conception et Réalisation]1

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

Art. 61.[1 - Base de conception et de réalisation

61.1. Fonctions de sûreté

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

61.2. Programme de caractérisation du site et de son environnement

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

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

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

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

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

61.3. Conception et réalisation de l'établissement

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

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

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

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

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

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

Les équipements doivent être conçus et réalisés de sorte à :

1°satisfaire aux exigences de radioprotection ;

2°faciliter la maintenance et la réparation ;

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

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

61.4. Récupérabilité

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

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

61.5. Optimisation de la protection

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

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

61.6 Etablissement de la base de conception

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

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

61.7. Analyse des évènements de la base de conception

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

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

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

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

61.8. Instrumentation et systèmes de contrôle

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

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

61.9. Alimentation de secours

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

61.10. Revue de la base de conception

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

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

Art. 62.[1 - Classement des structures, systèmes et composants

62.1. Principe

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

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

62.2. Mesures de précaution

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

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

Section 3.[1 - Exploitation]1

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

Art. 63.[1 - Limites et conditions d'exploitation

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

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

Celles-ci incluent notamment les critères et exigences de conformité :

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

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

63.2. Connaissance des limites et conditions d'exploitation

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

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

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

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

Art. 64.[1 - Prescriptions relatives à la construction et à l'exploitation des installations

64.1. Conformité des déchets ou colis de déchets

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

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

64.2. Inventaire

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

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

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

64.3. Dispositions en période opérationnelle et en phase de contrôle

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

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

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

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

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

Art. 65.[1 - Gestion du vieillissement

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

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

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

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

Art. 66.[1 - Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels

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

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

Art. 67.[1 - Procédures de gestion d'accidents

67.1. Etablissement, validation et révision des procédures

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

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

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

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

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

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

2°évitant une aggravation de la situation ;

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

67.2. Responsabilités et formation

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

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

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

67.3. Moyens

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

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

67.4. Gestion post-accidentelle

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

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

Section 4.[1 - Vérification de la sûreté nucléaire]1

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

Art. 68.[1 - Contenu et mise à jour du rapport de sûreté

68.1. Portée et contenu du rapport de sûreté

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

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

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

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

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

68.2. Evaluation de la sûreté

L'évaluation de la sûreté vise à démontrer que :

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

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

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

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

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

L'évaluation de la sûreté doit considérer l'exposition des personnes professionnellement exposées et des personnes du public résultant de l'exploitation en conditions normales, prévisibles et accidentelles.

L'évaluation de la sûreté comporte notamment :

1°une évaluation de l'impact radiologique, à l'aide d'indicateurs appropriés, en fonction de la phase considérée et des incertitudes associées. L'Agence peut préciser les indicateurs à utiliser ;

2°une analyse de sûreté qui vise à évaluer la capacité du système de stockage à assurer la protection de l'homme et de l'environnement face aux dangers liés aux déchets, y compris pour la période post-opérationnelle, au travers d'une évaluation des performances du système de stockage et de ses composants ;

3°des études de sensibilité et des études d'incertitudes ;

4°une analyse globale des risques.

L'évaluation de la sûreté doit s'appuyer sur l'état de l'art, ainsi que sur une connaissance et une compréhension suffisantes du système de stockage dans son environnement. Ces connaissances résultent des résultats des programmes de recherche et développement, de caractérisation, de modélisation et de surveillance. Dans le but de pouvoir confirmer les hypothèses utilisées dans l'évaluation de sûreté, les informations relatives à l'évolution des propriétés intrinsèques de la formation hôte et de son environnement sont collectées tout au long des différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

L'évaluation de la sûreté doit considérer un ensemble de scénarios représentatifs des comportements possibles du système de stockage. L'ensemble de ces scénarios doit couvrir toutes les évolutions possibles du système et de son environnement.

Les scénarios suivants seront en particulier considérés :

1°un scénario représentatif de l'évolution attendue du système de stockage ;

2°des scénarios représentatifs des évolutions non attendues mais raisonnablement possibles du système de stockage et/ou de son environnement ;

3°des scénarios d'intrusion humaine ;

4°des scénarios pénalisants destinés à calculer l'impact radiologique enveloppe des impacts associés aux différents états possibles du stockage lorsque l'évolution de ses performances ne peut plus être évaluée de façon fiable.

L'Agence peut préciser dans un règlement technique ses exigences minimales vis-à-vis de l'évaluation de la sûreté concernant notamment la connaissance et la compréhension du système de stockage et de son environnement, les scénarios et les critères de radioprotection correspondants, valeurs de référence et indicateurs de radioprotection associés.

68.3. Mise à jour du rapport de sûreté

La mise à jour du rapport de sûreté concerne notamment l'état actuel de l'établissement, le cadre règlementaire, l'inventaire des déchets mis en stockage, l'expérience acquise, les résultats du programme de surveillance et du résultat des révisions périodiques. La compatibilité des mises à jour avec la stratégie de sûreté doit être démontrée.

Les mises à jour doivent être réalisées aussitôt que raisonnablement possible en fonction de l'importance des modifications et des connaissances nouvelles pour la sûreté.]1

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

Art. 69.[1 - Révisions périodiques

Les critères de conformité relatifs aux déchets radioactifs, aussi bien que les contrôles pour démontrer la conformité des déchets, doivent être réévalués lors des révisions périodiques du rapport de sûreté.

La fréquence des révisions périodiques est fixée dans l'autorisation de création et d'exploitation et peut varier selon la phase de la vie de l'établissement de stockage de déchets radioactifs et selon le type d'établissement.

Les révisions périodiques incluent notamment la révision :

1°de l'expérience opérationnelle et, plus spécifiquement, les aspects liés à la protection radiologique ;

2°des critères de conformité et des contrôles qualité des déchets ;

3°de la connaissance relative à la période post-opérationnelle ;

4°des hypothèses du rapport de sûreté afin de confirmer leur validité ;

5°de la conformité avec les exigences règlementaires.]1

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

Section 5.[1 - Préparation à l'urgence]1

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

Art. 70.[1 - Protection contre les incendies d'origine interne

Le circuit d'extinction, y inclus ses équipements, connexions et accessoires, doit permettre de couvrir adéquatement toutes les zones de l'établissement de stockage. Cette couverture doit être justifiée par l'analyse de risque d'incendie.]1

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

Section 6.[1 - Autres Prescriptions]1

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

Art. 71.[1 - Surveillance

71.1. Programme de surveillance

L'exploitant décrit le programme de surveillance dans le rapport de sûreté et le met en oeuvre jusqu'à la levée du contrôle règlementaire. Ce programme a notamment pour objectif d'acquérir un ensemble complet et pertinent de données contribuant à :

1°vérifier le respect des exigences réglemen-taires et les conditions de l'autorisation de création et d'exploitation ;

2°vérifier que le système de stockage se comporte tel que prévu, en particulier par le suivi des paramètres donnant des informations sur l'évolution du système de stockage et de son environnement par rapport à l'état de référence initial ;

3°vérifier que les hypothèses et les modèles utilisés lors de l'évaluation de la sûreté sont cohérents avec les conditions constatées ;

4°supporter les décisions liées à la sûreté ;

5°détecter les relâchements éventuels de radionucléides dans l'environnement et suivre leur évolution et leur impact radiologique.

Ce programme établit l'état de référence avant le début de la construction de l'établissement de stockage. L'état de référence doit contenir les informations permettant d'évaluer l'incidence de la construction et de l'exploitation de l'établissement de stockage sur son environnement.

Le programme de surveillance doit être réévalué périodiquement et, le cas échéant, adapté, notamment lors du passage d'une phase à l'autre de la vie de l'établissement de stockage et lors de l'observation d'une évolution non prévue.

Les conséquences de dysfonctionnements éventuels des dispositifs de surveillance doivent être évaluées. Dès la conception, il y a lieu :

1°d'établir les limites et conditions d'utilisations des dispositifs de mesures ;

2°d'établir les moyens de détection pour détecter les dysfonctionnements, ainsi que les procédures associées ;

3°d'identifier les possibilités de réparation et/ou de remplacement en cas de dysfonctionnement d'un dispositif de mesure ;

4°d'établir un programme de calibration des instruments de mesure.

Les opérations et activités réalisées dans le cadre de la surveillance ne peuvent en aucun cas compromettre les performances du système de stockage.

Les accès au système de stockage réalisés dans le cadre de la surveillance doivent être remblayés et scellés dès que possible après la fin de leur utilisation, et au plus tard lors de la fermeture de l'installation de stockage, avec une qualité assurant le niveau de confinement et d'isolement requis.

71.2. Analyse des résultats du programme de surveillance

Dans le cas où les résultats du programme de surveillance mettent en évidence un écart par rapport aux attentes décrites dans le rapport de sûreté, l'exploitant est tenu d'en identifier la cause, d'en évaluer l'incidence sur la sûreté, de mettre en oeuvre les éventuelles mesures correctrices nécessaires et d'en informer l'Agence.]1

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

Art. 72.[1 - Rapport d'activités

L'exploitant est tenu d'établir régulièrement des rapports d'activités. La fréquence est fixée dans l'autorisation de création et d'exploitation.

Ce rapport comporte :

1°un bilan des activités exercées ;

2°l'inventaire mis à jour des déchets stockés ;

3°un bilan des doses reçues par les travailleurs ;

4°une synthèse des résultats du programme de surveillance ;

5°un bilan des incidents et accidents survenus et des mesures prises pour éviter qu'ils se reproduisent ;

6°le cas échéant le bilan des rejets liquides et gazeux de l'établissement ;

7°toute information complémentaire demandée par l'Agence.

L'exploitant transmet le rapport à l'Agence, ainsi qu'un résumé, suivant la table de matières fixée par l'Agence, aux communes avoisinantes où il peut être consulté par la population.]1

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

Art. 73.[1 - Mise en configuration finale

Une installation de stockage doit être mise dans sa configuration finale dès que possible, sans toutefois compromettre les objectifs du programme de surveillance.]1

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

Art. 74.[1 - Prescriptions spécifiques aux établissements de stockage en surface de déchets radioactifs

74.1. Contenu en radionucléides

Le contenu en radionucléides susceptible de conduire à un impact sur la protection de la population et l'environnement contre les risques des rayonnements ionisants après l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation doit être réduit autant que possible.

74.2. Durée de la phase de contrôle

La durée de la phase de contrôle proposée par l'exploitant ne peut excéder 300 ans à compter du scellement de la dernière unité de stockage.

L'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation doit pouvoir intervenir au plus tard 350 ans après la première confirmation de l'autorisation de création et d'exploitation.

74.3. Couverture

Une couverture doit être mise en place à l'issue du scellement de l'ensemble des unités de stockage d'une installation de stockage de déchets radioactifs en surface.

74.4. Performance d'isolement

L'isolement doit être assuré a minima jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation par l'exploitant.]1

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

Chapitre 5.- Dispositions finales

["3Art. 75."° Dispositions pénales

Les infractions au présent arrêté sont recherchées, constatées et poursuivies conformément aux dispositions de la loi du 15 avril 1994 relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire.

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(1AR 2018-05-29/11, art. 17, 004; En vigueur : 28-06-2018)

(2AR 2023-07-21/05, art. 5, 012; En vigueur : 25-08-2024)

(3AR 2024-05-07/11, art. 5, 011; En vigueur : 01-09-2024)

["4Art. 76."° Entrée en vigueur

Le présent arrêté entre en vigueur le premier jour du troisième mois qui suit sa publication au Moniteur belge, à l'exception des articles 7.6 et 21.2 premier alinéa qui rentrent en vigueur le 1er janvier 2013 [1 ...]1.

["1 ..."°

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(1AR 2014-12-19/88, art. 3, 002; En vigueur : 02-02-2015)

(2AR 2018-05-29/11, art. 17, 004; En vigueur : 28-06-2018)

(3AR 2023-07-21/05, art. 5, 012; En vigueur : 25-08-2024)

(4AR 2024-05-07/11, art. 5, 011; En vigueur : 01-09-2024)

["8Art. 77."° [1 Dispositions transitoires

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont aux articles 17.3, 17.4 troisième et quatrième alinéas, 29.1 premier, deuxième, troisième, cinquième et huitième alinéas, 29.3 premier, quatrième et sixième alinéas et 32.2 à partir du 1er janvier 2016.

["4[6 Les modifications de la conception requises par les articles 20, 21, et 21/1 pour ce qui concerne les ph\233nom\232nes naturels sont effectu\233es suivant le processus de revue de conception pr\233vu \224 l'article 22/1 et suivant un planning de mise en oeuvre tel que pr\233vu \224 l'article 14.3"°

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont aux articles 24, deuxième et troisième alinéas ; 28, premier alinéa point g) et deuxième alinéa à partir du 1er juin 2020.

Les piscines de désactivation des réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 29.1 premier alinéa à partir du 1er juin 2021 en ce qui concerne les événements d'origine interne et à partir du 1er juin 2022 en ce qui concerne les événements d'origine externe.

["5 A la date du rapport de synth\232se vis\233 \224 l'article 14.2, troisi\232me alin\233a, les r\233acteurs nucl\233aires de production d'\233lectricit\233 satisfont \224 l'article 29.1, premier alin\233a, en ce qui concerne les \233v\233nements d'origine externe, ceci pour autant que ces r\233acteurs nucl\233aires feront encore l'objet d'une nouvelle p\233riode d'exploitation pour laquelle des actions correctrices et des actions d'am\233lioration pourront \234tre effectu\233es en application de l'article [6 14.3"° Les actions résultant de la réalisation initiale de ces études seront jointes au plan d'actions de la révision périodique de sûreté]5.

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 29.1 dernière phrase du deuxième alinéa là partir du 1er janvier 2021 et à l'article 29.1 quatrième alinéa à partir du 1er janvier 2026.]4

Les autres établissements de la classe I tels que définis à l'article 3.1 a) du Règlement général et qui étaient autorisés avant le 1er janvier 2011 satisfont aux articles 8.2 à 8.4, 9.2 à 9.6, 10.1 à 10.3, 12.2, 12.3, 17.1 à 17.6 à partir du 1er janvier 2016 et aux articles 7.3 à 7.6 à partir du 1er janvier 2019.]1

["3 Les installations en exploitation ou auxquelles une autorisation de cr\233ation et d'exploitation a \233t\233 d\233livr\233e avant le 1er juin 2017, satisfont aux sections II et III du chapitre 4 \224 partir du 1er juin 2019. Pour cette date, les exploitants de ces installations doivent introduire aupr\232s de l'Agence une proposition motiv\233e concernant le taux nominal pr\233d\233fini d'utilisation de leurs installations d'entreposage en conditions d'exploitation normale, ou les installations d'entreposages alternatives tel que d\233crits aux articles 34, septi\232me alin\233a et 36, deuxi\232me alin\233a. Celle-ci tient compte des circonstances existantes.[6 Les modifications de la conception requises par l'article 21/2 et par les dispositions de l'article 21/1 relatives aux agressions externes caus\233es par des activit\233s humaines, sont effectu\233es suivant un planning de mise en oeuvre tel que pr\233vu \224 l'article 14.3. Les \233tablissements de classe I tels que d\233finis \224 l'article 3.1 a) du R\232glement g\233n\233ral satisfont \224 partir du 1er janvier 2025 aux articles 5.1, premier, deuxi\232me troisi\232me et cinqui\232me alin\233as ; 10.1, deuxi\232me et quatri\232me alin\233as ; 17.2, deuxi\232me alin\233a et 17.4 troisi\232me alin\233a tel que modifi\233 par l'article 16 de l'arr\234t\233 royal du 21 d\233cembre 2023. Les r\233acteurs nucl\233aires de production d'\233lectricit\233 satisfont \224 l'article 32.3 premier et troisi\232me alin\233as \224 partir du 1er janvier 2025. "°

Sur demande motivée de l'exploitant avant le 1er décembre 2018 et avec accord de l'Agence, l'entrée en vigueur des dispositions des articles 34, septième alinéa et 36, deuxième alinéa peut être reportée au 1er juin 2020.]3

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(1Inséré par AR 2014-12-19/88, art. 4, 002; En vigueur : 02-02-2015)

(2AR 2018-05-29/11, art. 17, 004; En vigueur : 28-06-2018)

(3AR 2018-05-29/11, art. 18, 004; En vigueur : 28-06-2018)

(4AR 2020-02-19/01, art. 38, 006; En vigueur : 09-03-2020)

(5AR 2022-07-03/09, art. 3, 008; En vigueur : 12-08-2022)

(6AR 2023-12-21/16, art. 24, 009; En vigueur : 25-01-2024)

(7AR 2023-07-21/05, art. 5, 012; En vigueur : 25-08-2024)

(8AR 2024-05-07/11, art. 5, 011; En vigueur : 01-09-2024)

["4Art. 78."° [1 Disposition exécutoire

Notre Ministre qui a l'Intérieur dans ses attributions est chargé de l'exécution du présent arrêté. ]1

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(1Inséré par AR 2014-12-19/88, art. 5, 002; En vigueur : 02-02-2015)

(2AR 2018-05-29/11, art. 17, 004; En vigueur : 28-06-2018)

(3AR 2023-07-21/05, art. 5, 012; En vigueur : 25-08-2024)

(4AR 2024-05-07/11, art. 5, 011; En vigueur : 01-09-2024)