Article 1er.Cet arrêté vise à transposer partiellement la directive 2014/87/Euratom du Conseil du 8 juillet 2014 modifiant la directive 2009/71/Euratom établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires.
Art. 2.L'article 1er de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires, modifié par les arrêtés royaux des 10 août 2015, 29 mai 2018, 9 octobre 2018 et 19 février 2020 est complété par un alinéa comme suit :
" Pour l'application du chapitre 4bis, on entend par :
1°Réacteur de recherche : Réacteur nucléaire utilisé principalement pour la production et l'utilisation de flux de neutrons et de rayonnements ionisants à des fins de recherche et pour certains autres usages, y compris les installations expérimentales associées au réacteur et les installations d'entreposage, de manutention et de traitement des matières radioactives qui se trouvent sur le même site et qui sont directement liées au fonctionnement sûr du réacteur de recherche. Les installations communément appelées assemblages critiques et sous-critiques, et les réacteurs homogènes de puissance nulle sont exclues.
2°Dispositifs expérimentaux : dispositif mis en place dans un réacteur ou près du réacteur pour utiliser le flux de neutrons et les rayonnements ionisants du réacteur à des fins de recherche, de développement, de production d'isotopes ou à d'autres fins.
3°Activité expérimentale : Activité réalisé dans le réacteur de recherche qui utilise le flux de neutrons ou les rayonnements ionisants produits par le réacteur. Les activités expérimentales comprennent par exemple la production de radio-isotopes, l'irradiation pour les tests de matériaux, le dopage du silicium, ou encore l'examen et l'activation neutronique réalisés grâce à des rayons de neutrons. L'enseignement, la formation et la validation des modèles informatiques réalisés avec le réacteur sont également considérés comme des activités expérimentales. "
Art. 3.L'article 2 du même arrêté est complété par un alinéa comme suit :
" Le chapitre 4bis du présent arrêté s'applique aux réacteurs de recherche, tels que définis à l'article 1er. "
Art. 4.Dans le même arrêté, après le chapitre 4, il est inséré un chapitre 4bis, comme suit :
" Chapitre 4bis. - Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs nucléaires de recherche
Section I. - Gestion de la sûreté nucléaire
Art. 42. - 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. 43. - 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.
Section II. - Conception
Art. 44. - 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.
Art. 45. - 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.
Art. 46. - 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.
Art. 47. - 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. 48. - 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.
Art. 49. - 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.
Section III. - Exploitation
Art. 50. - 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.
Art. 51. - 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.
Art. 52. - 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.
Art. 53. - 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.
Section IV. - Vérification de la sûreté nucléaire
Art. 54. - 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.
Art. 55. - 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.
Art. 56. - Révisions périodiques de sûreté
L'utilisation du réacteur sont examinées comme thème supplémentaire à ceux de l'article 14.2.
Section V. - Préparation à l'urgence
Art. 57. - 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.
Art. 58. - 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. "
Art. 5.Les articles 42, 43, 44 et 45 du même arrêté sont renumérotés comme articles 59, 60, 61 et 62.
Art. 6.Le présent arrêté entre en vigueur un an après sa publication au Moniteur belge, à l'exception des articles 44, 45 et 46 conçus, insérés par l'article 4, qui entrent en vigueur le 1er juillet 2026.
Art. 7.Le ministre qui a l'Intérieur dans ses attributions est chargé de l'exécution du présent arrêté.