Décret n° 91-1154 du 7 novembre 1991 autorisant la modification de l'installation nucléaire de base dénommée Phébus sur le site nucléaire de Cadarache (Bouches-du-Rhône), précédemment autorisée par le décret n° 77-801 du 5 juillet 1977Abrogé
Sur le décret
| Entrée en vigueur : | 11 novembre 1991 |
|---|---|
| Dernière modification : | 11 novembre 1991 |
Le Premier ministre,
Sur le rapport du ministre de l'environnement et du ministre délégué à l'industrie et au commerce extérieur,
Vu l'ordonnance n° 58-1371 du 29 décembre 1958 tendant à renforcer la protection des installations d'importance vitale ;
Vu la loi n° 61-842 du 2 août 1961 relative à la lutte contre les pollutions atmosphériques et les odeurs, ensemble les textes pris pour son application ;
Vu la loi n° 64-1245 du 16 décembre 1964 relative au régime et à la répartition des eaux et à la lutte contre leur pollution, ensemble les textes pris pour son application ;
Vu la loi n° 76-629 du 10 juillet 1976 relative à la protection de la nature, ensemble le décret d'application n° 77-1141 du 12 octobre 1977 pris pour l'application de l'article 2 de cette loi ;
Vu la loi n° 76-663 du 19 juillet 1976 relative aux installations classées pour la protection de l'environnement ;
Vu la loi n° 80-572 du 25 juillet 1980 sur la protection et le contrôle des matières nucléaires, ensemble les textes pris pour son application ;
Vu le décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié relatif aux installations nucléaires ;
Vu le décret n° 66-450 du 20 juin 1966 modifié relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants, ensemble les textes pris pour son application ;
Vu le décret n° 74-945 du 6 novembre 1974 relatif aux rejets d'effluents radioactifs gazeux provenant des installations nucléaires de base et des installations nucléaires implantées sur le même site, ensemble les textes pris pour son application ;
Vu le décret n° 74-1181 du 31 décembre 1974 relatif aux rejets d'effluents radioactifs liquides provenant d'installations nucléaires, ensemble les textes pris pour son application ;
Vu le décret n° 75-306 du 28 avril 1975, modifié par le décret n° 88-662 du 6 mai 1988, relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants dans les installations nucléaires de base, ensemble les textes pris pour son application ;
Vu le décret n° 77-801 du 5 juillet 1977 autorisant la création par le Commissariat à l'énergie atomique d'un réacteur expérimental dénommé Phébus sur le site nucléaire de Cadarache (Bouches-du-Rhône) ;
Vu l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base ;
Vu la demande présentée le 24 août 1989 par le Commissariat à l'énergie atomique et le dossier joint à cette demande ;
Vu les résultats de l'enquête publique effectuée du 26 février au 26 mars 1990 inclus ;
Vu l'avis du service central de protection contre les rayonnements ionisants en date du 21 juin 1991 ;
Vu l'avis de la commission interministérielle des installations nucléaires de base en date du 10 juin 1991 ;
Vu l'avis conforme du ministre chargé de la santé en date du 9 juillet 1991,
Décrète :
Le Commissariat à l'énergie atomique est autorisé à modifier l'installation Phébus autorisée par décret n° 77-801 du 5 juillet 1977 (sur la base de sa demande du 31 août 1973) pour permettre la réalisation de nouveaux programmes expérimentaux, dénommés programmes P.F. (Produits de fission), dans les conditions définies par la demande susvisée du 24 août 1989 et le dossier joint à cette demande, sous réserve des dispositions du présent décret.
Les modifications entraînées par les nouveaux programmes destinés à étudier le relâchement des produits de fission par un combustible irradié permettront d'effectuer également les anciens programmes d'étude de comportement du combustible. D'autre part, elles pourront permettre la réalisation de programmes futurs, non encore définis, dans la mesure où les dispositions de l'article 9 du présent décret seront respectées.
L'installation comprendra un réacteur expérimental du type piscine d'une puissance thermique maximale de 100 MW. La puissance thermique pourra être produite en continu, l'énergie étant dans ces conditions dissipée par un système approprié.
L'installation modifiée, comprenant le réacteur, l'ensemble des dispositifs expérimentaux et les équipements, est implantée dans le périmètre fixé par le plan au 1/500 joint au présent décret (1).
En particulier, pour la réalisation des essais prévus sur le combustible et les systèmes d'injection de sécurité des réacteurs à eau sous pression, l'installation comportera un circuit à eau sous pression, dit boucle d'essai, traversant en son centre le coeur du réacteur, dit coeur nourricier. D'autre part, les combustibles de la boucle d'essai pourront, préalablement à l'expérience, être irradiés. Les produits de fission issus des expériences sur le combustible irradié dégradé seront confinés dans les circuits expérimentaux.
Le Commissariat à l'énergie atomique, en sa qualité d'exploitant des installations visées à l'article 1er, se conformera aux dispositions du présent décret sans préjudice du respect des autres dispositions en vigueur, notamment en matière :
- d'application du code du travail ;
- de rejets d'effluents radioactifs ;
- de réglementation des appareils à pression ;
- de protection de l'environnement ;
- de prévention des risques technologiques.
Le Commissariat à l'énergie atomique respectera les prescriptions techniques générales énumérées ci-après :
3.1. Qualité de l'installation
Le Commissariat à l'énergie atomique veillera à respecter l'arrêté du 10 août 1984 concernant les dispositions relatives à la qualité dans tous les domaines où il sera applicable compte tenu de la présence d'installations anciennes et des dispositions prises antérieurement à la publication de cet arrêté.
3.2. Eléments combustibles
Le coeur nourricier sera formé d'éléments combustibles où la matière fissile sera constituée d'oxyde d'uranium enrichi sous forme de crayons.
Avant toute utilisation d'autres types de combustibles, notamment l'utilisation envisagée d'éléments combustibles constitués de plaques d'uranium-aluminium, le Commissariat à l'énergie atomique devra obtenir une autorisation particulière du ministre chargé de l'industrie et du ministre chargé de l'environnement, direction de la sûreté des installations nucléaires.
Un dispositif de mesure de la radioactivité de l'eau de refroidissement du coeur nourricier permettra de déceler d'éventuelles ruptures du gainage des éléments combustibles qui le constituent. Les conditions d'utilisation de ce dispositif de mesure et les actions de sécurité associées seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5 du présent décret.
La valeur du taux de combustion maximal moyen des combustibles de la boucle d'essai devra être autorisée par le directeur de la sûreté des installations nucléaires.
3.3. Piscine. - Circuits et structures internes
La conception de l'installation sera telle que :
- l'énergie thermique dégagée par un fonctionnement continu puisse être extraite par un circuit principal comportant un échangeur de chaleur ;
- l'énergie résiduelle puisse être extraite soit par le circuit principal, soit par un circuit de refroidissement de secours, soit en ultime secours par circulation en convection naturelle dans la piscine.
La cuve métallique de la piscine sera conçue de façon à conserver son étanchéité dans le cas d'un accident de réactivité libérant une énergie de 135 MJ.
La conception de l'installation sera telle qu'il ne puisse pas se produire de dénoyage du coeur nourricier dans les éventualités suivantes :
- séisme de la plage d'intensité IX dans l'échelle MSK ;
- rupture de tuyauterie ;
- défaut d'étanchéité entre la piscine et la salle inférieure.
3.4. Enceinte de confinement
Le réacteur piscine, les circuits de refroidissement, les circuits expérimentaux et auxiliaires associés seront contenus dans un ouvrage en béton armé, dénommé enceinte de confinement du type "à fuite contrôlée", maintenu en dépression et apte à assurer un confinement satisfaisant des substances radioactives libérées en cas d'accident plausible.
L'enceinte de confinement sera composée de l'ancien bâtiment réacteur auquel sera accolé un nouveau bâtiment dénommé extension PF destiné à contenir les nouvelles installations.
Elle conservera son intégrité et son étanchéité dans le cas d'un accident de réactivité libérant une énergie de 135 MJ.
L'étanchéité de l'enceinte et des traversées sera contrôlée périodiquement. Les modalités de ces contrôles seront précisées dans les règles générales d'exploitation, prévues aux articles 4 et 5 du présent décret, qui préciseront par ailleurs les modalités d'accès dans l'enceinte de confinement.
3.5. Refroidissement du coeur
Pendant les séquences expérimentales nécessitant le fonctionnement discontinu du réacteur au-dessus d'un certain seuil de puissance qui sera précisé dans les règles générales d'exploitation, prévues aux articles 4 et 5 du présent décret, la chaleur produite par le coeur nourricier sera évacuée par le circuit principal.
La puissance thermique en fonctionnement continu, ou la puissance résiduelle, sera extraite selon les prescriptions du 3.3 du présent article.
La fonction de refroidissement de secours du réacteur à l'arrêt devra être assurée en cas de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.
Un système de mesure des températures et des pressions de l'eau dans le circuit primaire sera installé de façon à connaître précisément les grandeurs physiques caractéristiques du réacteur et permettre le déclenchement des actions de sécurité si les limites admises étaient atteintes.
En particulier, l'exploitation du réacteur sera telle que soit évité tout phénomène de redistribution de débit dans le coeur nourricier, avec une marge de sécurité suffisante, en particulier lors des transitoires normaux; les modalités et les seuils des actions de sécurité seront précisés dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5.
3.6. Boucle d'essai
Les anciens circuits utilisés pour les expériences antérieures seront contenus dans le caisson existant dénommé "caisson LOCA". Les nouveaux circuits expérimentaux seront contenus dans un caisson à créer dénommé "caisson PF".
Le taux de fuite de ces caissons ne devra pas dépasser 1 p. 100 par jour de la masse de gaz qui y est contenue ; ce taux de fuite sera contrôlé périodiquement.
Le risque d'explosion d'hydrogène sera pris en compte pour dimensionner les circuits, capacités et caissons susceptibles d'être soumis à ce risque et pour définir les appareillages associés.
Un système assurera la permanence du refroidissement du combustible expérimental pendant les phases de réirradiation.
Un système d'injection de sécurité permettra d'assurer le refroidissement de l'élément combustible placé dans la boucle d'essai en cas de rupture des circuits sous pression. Par ailleurs, lors des séquences expérimentales, le recueil de la partie du combustible éventuellement fondue devra être assuré.
Les structures de la partie de la boucle d'essai qui traverse le coeur nourricier et les circuits sous pression de cette boucle seront conçus de façon que soit conservée l'intégrité du coeur nourricier en fonctionnement normal et pour tous les accidents plausibles; ils résisteront notamment à un séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.
Les modalités d'exploitation des boucles d'essai et les modalités d'accès dans les caissons, notamment lorsque les circuits sont sous pression, seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5.
3.7. Maîtrise de la réactivité
Lorsque le réacteur sera à l'arrêt normal, la marge minimale de sous-criticité à froid sera de l'ordre de 2500 pcm.
L'adjonction d'un réflecteur permettra d'apporter un gain en réactivité au fur et à mesure des besoins.
L'adjonction éventuelle d'absorbants neutroniques permettra d'ajuster la réactivité de manière à respecter la marge de sous-criticité imposée.
Les vitesses de déplacement des barres de commande seront limitées de telle sorte que leur manoeuvre normale ou accidentelle, par suite d'erreur d'opérateur ou de défaillance de matériel, ne provoque pas d'excursion de puissance non maîtrisée par le système de protection et de sécurité.
Des dispositions de construction seront prises pour empêcher toute éjection accidentelle de barre de commande, le réacteur étant supposé en fonctionnement ou à l'arrêt, et pour permettre l'insertion des barres de commande, le réacteur étant en fonctionnement. Ces dispositions sont applicables y compris en cas de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.
La mesure du flux neutronique sera effectuée par plusieurs ensembles indépendants. Elle permettra de suivre en permanence la puissance depuis le niveau le plus bas jusqu'au-delà du niveau correspondant à la puissance définie à l'article 1er ci-dessus.
3.8. Systèmes de protection et de sécurité
Pour assurer la sûreté de l'installation et permettre le déroulement du programme expérimental dans de bonnes conditions de sûreté, il sera prévu un système de protection du coeur agissant sur des systèmes de sécurité.
Les systèmes de protection et de sécurité seront capables d'amener et de maintenir l'installation dans un état sûr, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible du coeur nourricier, dans toutes les situations plausibles (normales, transitoires et accidentelles), y compris en cas de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.
Des dispositifs automatiques provoqueront l'arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de la puissance de fonctionnement définie au 3.9 ci-dessous. Des actions correctrices suffisantes seront également déclenchées en cas d'évolution anormale de la puissance ou des principaux paramètres thermodynamiques.
Toutes les parties constitutives des systèmes de protection et de sécurité supporteront des conditions physiques au moins aussi contraignantes que celles qui seraient engendrées par les circonstances accidentelles plausibles, de telle sorte qu'il ne puisse en résulter la paralysie des actions de sécurité nécessaires dans ces circonstances.
3.9. Puissance du réacteur
La puissance thermique de fonctionnement du réacteur chargé avec le coeur nourricier défini au 3.2 ci-dessus sera autorisée par le directeur de la sûreté des installations nucléaires, dans la limite de puissance thermique maximale fixée à l'article 1er. En cas d'utilisation d'autres types de combustible, la puissance thermique maximale du réacteur sera fixée par l'autorisation particulière prévue au 3.2 ci-dessus.
3.10. Circuits de ventilation et de rejets
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur rappelée à l'article 2, les dispositions ci-après seront prévues :
Pendant les phases de fonctionnement du réacteur et pendant les opérations de chargement et de déchargement de combustible, le circuit de ventilation assurera une dépression, par rapport à l'atmosphère, à l'intérieur de l'enceinte de confinement. Les fonctions du circuit de ventilation devront être assurées en cas de séisme d'intensité VIII dans l'échelle MSK. La fermeture des vannes d'isolement de l'enceinte devra être possible même en cas de perte de source d'énergie électrique et/ou de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.
Les circuits de rejets à la cheminée seront munis de filtres à poussières ininflammables, de pièges à iode et d'un dispositif de contrôle continu de l'activité des rejets. L'efficacité des filtres et des pièges à iode fera l'objet de contrôles périodiques.
Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5 préciseront les conditions de mise en service des circuits de rejets, les modalités de surveillance de ces rejets et les modalités de contrôle des filtres et pièges à iode. En particulier, toutes dispositions seront prises pour que, en cas d'accident, il soit possible de limiter l'extension de la contamination et de contrôler le rejet éventuel à l'extérieur.
3.11. Manutention et stockage des éléments combustibles
Les dispositifs de manutention et de stockage de tous les éléments combustibles seront réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques de chute pouvant endommager le combustible. Ils seront en outre conçus et exploités de façon à limiter les risques dus à des éléments combustibles défectueux ou endommagés lors des expériences et à limiter les conséquences d'accidents plausibles éventuels.
Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5 préciseront les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations de stockage et de manutention du combustible.
3.12. Protection contre les séismes
L'installation Phébus modifiée répondra aux règles suivantes de dimensionnement aux séismes applicables aux enceintes de confinement :
- maintien de l'intégrité et d'une étanchéité suffisante pour conserver une dépression à l'intérieur de l'enceinte lors d'un séisme d'intensité VIII dans l'échelle MSK ;
- maintien des structures de telle sorte qu'il n'apparaisse pas de déformation pouvant être la cause d'un accident nucléaire lors d'un séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK.
Les caractéristiques de tenue au séisme d'autres composants de l'installation sont précisées dans les prescriptions des 3.3, 3.5, 3.6, 3.7, 3.8, 3.10 et 3.15 du présent article. Les calculs prendront en compte les spectres de résonances adaptés au site.
3.13. Protection contre les agressions d'origine interne
ou externe à l'installation
Les dispositifs et circuits de sécurité, dont les systèmes de protection et de sécurité, le circuit primaire et l'enceinte de confinement, les structures de stockage du combustible et des effluents, seront protégés par des dispositions de construction et, selon le cas, par redondance contre tous les effets dynamiques et les projectiles pouvant atteindre ces ouvrages, et notamment ceux qui pourraient résulter de défaillances d'équipements de l'installation.
A cet égard, l'installation sera protégée par des dispositions de construction contre les chutes d'aéronefs considérées comme plausibles.
Le Commissariat à l'énergie atomique, tenu informé en temps utile par les administrations compétentes des projets de modification notable de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation de création susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des dispositions du présent décret, présentera alors au directeur de la sûreté des installations nucléaires un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales et accidentelles prévisibles.
3.14. Protection contre les incendies
Des dispositions seront prises pour minimiser les risques et les conséquences des incendies d'origine interne ou externe, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
A cet égard, les matériaux et les éléments de construction utilisés devront présenter, en ce qui concerne leur comportement au feu, des qualités de réaction et de résistance appropriées aux risques encourus, en particulier à l'intérieur de l'enceinte de confinement et de la salle de commande.
Des dispositions seront prises pour limiter les risques d'enfumage de la salle de commande.
3.15. Auxiliaires
Les diverses sources d'alimentation en énergie et en fluides seront de capacité, de redondance et en nombre suffisants pour assurer l'alimentation des systèmes de protection et de sauvegarde.
En particulier, en cas de séisme d'intensité IX dans l'échelle MSK, la disponibilité du groupe électrogène de secours, l'alimentation électrique du circuit de refroidissement de secours et l'alimentation de la chaîne neutronique de surveillance du réacteur seront assurées.
3.16. Protection radiologique de l'environnement
et des travailleurs
Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des modalités de rejets qui seront fixées par les arrêtés prévus dans le cadre de la réglementation en vigueur.
En particulier, toutes dispositions seront prises pour éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique sera effectué.
Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuites des systèmes de traitement et de stockage des effluents.
Aucun stockage définitif de déchets radioactifs n'aura lieu dans le périmètre de l'installation.
Des dispositions de construction suffisantes seront prises pour que, compte tenu des règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5, les équivalents de doses reçus par les travailleurs restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment de la manutention du combustible et des réparations.
3.17. Transports des produits radioactifs
Tout transport sur le site de produits radioactifs, y compris les déchets radioactifs, sera effectué selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public.
3.18. Mise à l'arrêt définitif
Conformément aux dispositions de l'article 6 ter du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé, lorsque l'exploitant prévoira, pour quelque cause que ce soit, la mise à l'arrêt définitif de l'installation, il en informera le directeur de la sûreté des installations nucléaires et lui adressera : un document justifiant l'état choisi pour l'installation après son arrêt définitif et indiquant les étapes de son démantèlement ultérieur ; un rapport de sûreté applicable aux opérations de mise à l'arrêt définitif et les dispositions permettant d'assurer la sûreté de l'installation ; les règles générales de surveillance et d'entretien à observer pour maintenir un niveau satisfaisant de sûreté ; une mise à jour du plan d'urgence interne du site de l'installation concernée.
La mise en oeuvre des dispositions prévues dans le rapport et les documents énumérés ci-dessus sera subordonnée à leur approbation, dans les formes prévues au IV de l'article 3 du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé.