Décret du 5 février 1980 autorisant la création par Electricité de France de deux tranches de la centrale nucleaire du Blayais, dans le département de la Gironde

Electricité de France est autorisé à créer, sur le site nucléaire du Blayais (commune de Braud-et-Saint-Louis), l'installation nucléaire de base constituée par les tranches 3 et 4 de la centrale nucléaire du Blayais, dans les conditions définies par la demande susvisée du 3 octobre 1977 et le dossier joint à cette demande, sous réserve des dispositions du présent décret. Cette installation nucléaire de base comprendra deux réacteurs du type à eau ordinaire sous pression et l'ensemble des équipements implantés dans le périmètre qui lui est associé, fixé en trait continu sur le plan au 1/2 000e annexé au présent décret (1). Chacune des tranches 3 et 4 fournira une puissance électrique de l'ordre de 900 MW.

(1) Le plan annexé au présent décret peut être consulté : au service central de sûreté des installations nucléaires, 99, rue de Grenelle, 75700 Paris ; à la direction du gaz, de l'électricité et du charbon, 3 et 5, rue Barbet-de-Jouy, 75700 Paris ; à la direction interdépartementale de l'industrie Aquitaine-Poitou-Charente, 26, cours Xavier-Arnozan, 33076 Bordeaux CEDEX ; à la préfecture de la Gironde, 24, rue Esprit-des-Lois, 33077 Bordeaux CEDEX.

Electricité de France, en sa qualité d'exploitant de l'installation nucléaire de base visée à l'article 1er, se conformera aux dispositions fixées par les articles 3 à 11 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 ;
D'appareils à pression ;
De régime de l'eau.

Electricité de France respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :

1. Qualité de l'installation.

Electricité de France veillera à obtenir pour les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté une qualité en rapport avec les fonctions qu'ils assurent. Un système efficace permettant que soit définie la qualité à rechercher, que celle-ci soit obtenue, que ce résultat soit contrôlé et que soient rectifiées les erreurs éventuelles sera mis en place. Ce système comportera la mise en œuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées.
En particulier, Electricité de France procédera à la surveillance et au contrôle de l'action de ses fournisseurs lors de la conception, de la réalisation et des essais de mise en service des différents matériels, notamment de la cuve et des autres composants du circuit primaire. Electricité de France rendra compte au ministre de l'industrie de cette surveillance et de ce contrôle. A ce titre, les documents exigés des constructeurs par le cahier des prescriptions de fabrication et de contrôle d'Electricité de France seront mis à la disposition du ministre de l'industrie (service central de sûreté des installations nucléaires). En outre, Electricité de France établira, au fur et à mesure de la réalisation, un document de synthèse relatif à la qualité des équipements importants pour la sûreté.
Par ailleurs, Electricité de France adressera au ministre de l'industrie (service central de sûreté des installations nucléaires), au plus tard un mois après la publication du présent décret, un dossier précisant les règles, codes et normes utilisés lors de la conception, de la réalisation et de la mise en service des équipements importants pour la sûreté et justifiant cette utilisation.
Il adressera, simultanément, au ministre de l'industrie l'analyse détaillée des actions entreprises en vue de qualifier les matériels importants pour la sûreté en cas d'accidents à l'intérieur de l'enceinte de confinement, pour des conditions d'ambiance représentatives de ces cas.
Les notes de calculs, plans d'exécution, programmes et procès-verbaux d'essais, ainsi que les décisions les concernant seront archivés par Electricité de France durant toute la vie des installations visées par le présent décret.

2. Elements combustibles.

Le cœur du réacteur sera formé d'éléments combustibles où la matière fissile sera constituée par de l'oxyde d'uranium légèrement enrichi en uranium 235 ou par de l'oxyde mixte d'uranium et de plutonium.
Un dispositif de mesure de la radioactivité de l'eau de refroidissement du cœur du réacteur permettra d'évaluer les défauts éventuels du gainage du combustible situé dans le réacteur. L'activité volumique maximale admissible du circuit primaire en fonction des modalités d'exploitation et les consignes correspondantes seront fixées dans les règles générales d'exploitation prévues au II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.

3. Cuve, circuit primaire et équipements internes.

Les composants du circuit primaire seront conçus, fabriqués, assemblés et exploités de façon à présenter toutes garanties à l'égard d'une fuite anormale, d'une fissure à propagation rapide ou d'une rupture importante et, plus généralement, de manière que puisse être évité tout accident de perte de réfrigérant primaire.
Le choix de la nature des matériaux du circuit primaire, des équipements internes et des circuits associés ainsi que la qualité du réfrigérant primaire permettront de limiter la corrosion.
Les vibrations et autres sollicitations mécaniques en régime stable ou transitoire ne porteront pas atteinte à l'intégrité des équipements internes. Ces phénomènes feront l'objet d'une surveillance particulière.
Des dispositions de construction seront prises pour permettre, durant toute la vie de la tranche, l'inspection à l'arrêt et la surveillance des principaux composants du circuit primaire avec des moyens appropriés, afin de vérifier leur aptitude à assurer l'intégrité structurale de ce circuit.
Les mesures de surveillance en exploitation, et notamment celles qui s'appliquent à l'observation de l'évolution des caractéristiques du métal constitutif de la cuve, seront explicitées dans les rapports provisoires et définitif de sûreté et les règles générales d'exploitation prévues au II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.

4. Enceinte de confinement.

L'ensemble du circuit primaire sera placé dans une enceinte qui assurera le confinement des substances radioactives libérées notamment en cas d'accident plausible affectant le circuit primaire ou le réacteur proprement dit. Cette enceinte sera constituée par un ouvrage en béton précontraint muni d'un revêtement d'étanchéité interne en acier.
L'enceinte de confinement sera en particulier conçue pour supporter, sans perte d'intégrité, les sollicitations résultant d'un accident consistant en la rupture circonférentielle complète et soudaine d'une tuyauterie du circuit primaire avec séparation totale des extrémités.
Dans les conditions de cet accident, le taux de fuite maximal de l'enceinte sera inférieur à 0,3 p. 100 par jour de la masse de gaz contenue dans cette enceinte. Un circuit d'aspersion permettra de réduire la pression dans l'enceinte de confinement.
L'étanchéité de l'enceinte et de ses traversées sera périodiquement contrôlée. La première épreuve d'étanchéité sera effectuée à la pression de calcul de l'enceinte. Les modalités et les pressions des épreuves périodiques ultérieures seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues au II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.
Les tuyauteries traversant les parois de l'enceinte seront munies soit d'obturateurs fixes étanches, soit d'obturateurs à fermeture mobile télécommandés.
Le circuit de ventilation à faible débit de l'enceinte de confinement sera muni d'organes d'isolement capables de remplir leur fonction en toutes circonstances. En particulier, ce circuit sera isolé automatiquement en cas de détection d'une activité élevée dans l'enceinte de confinement.

5. Refroidissement du cœur en fonctionnement normal ou accidentel.

En marche normale, la chaleur produite par le cœur du réacteur sera évacuée vers le circuit secondaire des générateurs de vapeur par circulation d'eau sous pression. Les conditions de fonctionnement selon le nombre de pompes primaires en service seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues au II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.
Les générateurs de vapeur et les tuyauteries d'alimentation seront conçus et réalisés de telle sorte que la mise en service de l'alimentation de secours des générateurs de vapeur ne constitue pas un danger pour leur intégrité.
Des dispositions de construction appropriées seront prises pour réduire les risques liés aux ruptures envisageables d'une tuyauterie principale de vapeur ou d'une tuyauterie d'eau alimentaire. Par ailleurs, toutes dispositions seront prises pour assurer au système d'alimentation de secours des générateurs de vapeur une fiabilité en rapport avec la fréquence des situations où ce système est utilisé et avec les conséquences de sa défaillance dans ces situations.
A l'arrêt, le refroidissement du cœur sera réalisé soit par évacuation de la chaleur vers le circuit secondaire des générateurs de vapeur, avec dérivation de vapeur au condenseur, soit par l'intermédiaire d'un circuit particulier comportant deux pompes et deux échangeurs et pouvant assurer le refroidissement du cœur en cas de mise, hors service d'une pompe ou d'un échangeur.
Des circuits d'injection de secours seront prévus pour assurer un refroidissement suffisant des éléments combustibles, après arrêt de la réaction en chaîne dans l'hypothèse d'une rupture d'une tuyauterie du circuit primaire. L'intégrité de la cuve ne devra pas être mise en danger par le fonctionnement de ces dispositifs qui feront l'objet d'essais périodiques.

6. Conduite de l'installation.

Des systèmes de régulation destinés à maintenir la chaudière dans sa plage normale de fonctionnement et deux moyens indépendants de maîtrise de la réaction en chaîne, l'un comportant un absorbant neutronique inclus dans des grappes de commande et l'autre un absorbant neutronique soluble dans l'eau de refroidissement du cœur du réacteur, étant entendu que l'un au moins de ces moyens sera capable de maintenir le réacteur dans un état sous-critique à froid avec une marge suffisante de sécurité, seront prévus.
Les vitesses de déplacement des grappes de commande seront déterminées de telle sorte que leur manœuvre normale ou accidentelle. par. suite d'erreur d'opérateur ou d'avarie d'automate, ne provoque pas d'excursion de puissance non maîtrisée par les systèmes de protection et de sécurité.
Des dispositions de construction seront prises pour empêcher toute éjection accidentelle hors du cœur d'une grappe de commande.
Les vitesses maximales de changement de concentration en matériau absorbant soluble dans l'eau de refroidissement du cœur seront telles qu'elles ne provoquent pas d'excursion de puissance non maîtrisée par les systèmes de protection et de sécurité.
La mesure du flux neutronique sera effectuée par plusieurs ensembles indépendants. Elle permettra de suivre en permanence la puissance du réacteur depuis la puissance résultant de la multiplication sous-critique au niveau " sources " jusqu'au-delà de la puissance nominale.
L'intensité des sources et les performances de l'instrumentation seront choisies et maintenues telles que l'on n'ait jamais à démarrer la circulation primaire principale ni à entreprendre une diminution de la concentration en absorbant neutronique soluble de l'eau de refroidissement sans disposer d'une mesure significative du flux neutronique.

7. Systèmes de protection et de sécurité du réacteur.

Un système de protection sera prévu pour surveiller les paramètres physiques essentiels pour la sûreté du réacteur, détecter toute évolution dangereuse de ceux-ci et provoquer, en tant que de besoin, le fonctionnement de systèmes de sécurité comportant en particulier un système d'arrêt d'urgence.
Les systèmes de protection et de sécurité du réacteur seront capables de ramener et de maintenir l'installation dans un état sûr, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible, dans toutes les situations plausibles (normales, transitoires et accidentelles), quelle que soit la configuration du cœur. Ceci sera réalisé avec un coefficient effectif de multiplication inférieur à 0,99, même si la grappe de commande qui a la plus grande efficacité reste bloquée hors du cœur.
En particulier, des dispositifs automatiques provoqueront l'arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de sa puissance nominale. Des actions correctrices adéquates seront également déclenchées en cas d'évolution anormale de la puissance ou de la marge thermique du cœur à l'égard des phénomènes de caléfaction ou de dépassement des valeurs de grandeurs physiques retenues pour garantir le respect des hypothèses prises en compte pour les calculs de sollicitations des structures.
En outre, Electricité de France adressera au ministre de l'industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) au plus tard six mois après la publication du présent décret, un dossier précisant et justifiant de façon détaillée les dispositions prises pour tenir compte des risques de défaillance du système d'arrêt lors des transitoires où son fonctionnement est prévu.
Toutes les parties constitutives des systèmes de protection et de sécurité du réacteur ainsi que des systèmes auxiliaires nécessaires à leur fonctionnement pourront supporter des conditions physiques au moins aussi contraignantes que celles qui seraient engendrées par les circonstances accidentelles plausibles sans qu'il puisse en résulter la paralysie des actions de sécurité nécessaires dans ces circonstances.

8. Moyens de repli.

Des équipements permettant d'amener, de maintenir et de surveiller chaque tranche en position d'arrêt sûr seront prévus à des emplacements extérieurs à la salle de commande. Ces équipements feront l'objet d'essais périodiques. En cas d'incident dans la salle de commande, les moyens de conduite normaux resteront disponibles, sans modifications notables de leurs performances, pendant un laps de temps suffisant pour que puissent être réalisées les opérations nécessaires pour l'utilisation des moyens de repli.

9. Puissance du réacteur.

La puissance thermique prévue pour chaque tranche est de 2 785 MW, ce qui correspond à une puissance électrique nette de l'ordre de 900 MW.
Toutefois, la puissance thermique pour laquelle chaque tranche sera dimensionnée est de 2 905 MW.
Dans cette limite, la puissance thermique de fonctionnement sera fixée par le ministre de l'industrie, lors de l'approbation prévue à l'article 5.

10. Circuits de ventilation et de rejet.

Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur rappelée à l'article 2, les dispositions ci-après seront prévues :
Les circuits de ventilation des zones présentant des risques permanents de contamination seront munis de filtres appropriés ;
Le circuit de rejet à la cheminée sera muni de filtres à poussière ininflammables, de pièges à iode et d'un dispositif de contrôle continu de l'activité des rejets. L'efficacité de l'ensemble des filtres et des pièges à iode fera l'objet de contrôles avant leur mise en service. Par la suite, il sera procédé à des vérifications périodiques.
Les règles générales d'exploitation prévues au II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives préciseront les modalités de surveillance des rejets. En particulier, toutes dispositions seront prises pour qu'en cas d'accident, il soit possible de limiter l'extension de la contamination et de contrôles le rejet éventuel à l'extérieur. Les mesures à prendre figurent dans le plan d'urgence interne établi en application du II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.

11. Manutention et stockage des éléments combustibles.

Le stockage et toute manutention des éléments combustibles neufs ou irradiés seront réalisés de manière à exclure tout risque da criticité et à limiter les risques d'échauffement et de chute pouvant endommager le combustible. Ils seront, en outre, conçus et exploités de façon à limiter les conséquences d'accidents ou de défectuosités des éléments combustibles.
Les règles générales d'exploitation prévues au II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives devront préciser les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations de stockage et de manutention du combustible.

12. Protection contre les séismes.

La conception des ouvrages sera telle que, pour un séisme d'intensité VIII de l'échelle M. S. K., l'arrêt sûr de la réaction en chaîne, le maintien des fonctions de sécurité du réacteur, dont le refroidissement du réacteur, l'intégrité de l'enveloppe du circuit primaire, le confinement des substances radioactives et la mesure des rayonnements ionisants soient assurés.

13. Protection contre les agressions de l'environnement.

Des dispositions appropriées seront prises pour permettre le maintien du confinement des produits radioactifs, l'arrêt sûr et le refroidissement à long terme du combustible des différentes tranches compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines et de la présence des navires empruntant la Gironde.
Electricité de France, informe d'un projet de modification 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 à l'Autorité de sûreté nucléaire un dossier précisant les conséquence de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales et accidentelles prévisibles. Si cette modification affecte de manière notable les conditions au vu desquelles l'installation a été autorisée, Electricité de France en informe le ministre chargé de la sûreté nucléaire.

14. Protection contre tes projectiles et les effets dynamiques.

Les dispositifs et circuits de sécurité, notamment les systèmes de protection et de sécurité du réacteur ainsi que le circuit primaire et l'enceinte de confinement, les structures de stockage du combustible et des effluents seront protégés de façon appropriée par des dispositions de construction et, éventuellement, par redondance, contre les effets dynamiques et les projectiles qui pourraient atteindre ces ouvrages et notamment ceux qui pourraient résulter de défaillances d'équipements de l'installation ou d'installations voisines ou encore des navires empruntant la Gironde.
Des dispositions de construction seront en particulier prises pour limiter la probabilité et les conséquences de la rupture du volant d'inertie d'une pompe primaire.
L'installation sera protégée par des dispositions de construction suffisantes contre les chutes d'aéronefs qui pourraient se produire sur le site de la centrale.

15. Protection réciproque des deux tranches.

Un incident sur l'une des tranches ne devra en aucune façon porter atteinte à la sûreté de l'autre tranche.

16. Protection contre les incendies d'origine interne à la centrale.

Des dispositions seront prises pour minimiser les risques et les conséquences des incendies d'origine interne à la centrale, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.

17. Auxiliaires.

Les diverses sources d'alimentation en énergie et en fluides seront de capacité, de redondance et en nombre appropriés pour assurer à tout moment l'alimentation des systèmes de protection et de sécurité du réacteur, ainsi que des systèmes de régulation et des systèmes d'évacuation de la chaleur produite par l'installation.
En particulier, en cas de défaillance ou d'indisponibilité d'une ou plusieurs sources électriques de secours, le fonctionnement des tranches concernées ne pourra pas être prolongé au-delà d'une durée qui sera fixée dans les règles générales d'exploitation prévues au II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives, compte tenu de la nature et du nombre de sources électriques défaillantes.
Des dispositions seront prises pour permettre dans toutes les circonstances plausibles une alimentation suffisante des circuits secourus de la centrale en eau de refroidissement.
Electricité de France adressera au ministre de l'industrie (service central de sûreté des installations nucléaires) au plus tard six mois après la publication du présent décret un dossier précisant avec toutes les justifications nécessaires les dispositions propres à permettre la meilleure utilisation, dans le respect du paragraphe 15 ci-dessus, des possibilités résultant du jumelage des tranches à l'égard de l'alimentation en énergie ou en fluides des systèmes importants pour la sûreté.

18. Protection radiologique de l'environnement et des travailleurs.

Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des limites réglementaires de rejets qui seront fixées, pour l'ensemble du site, par les arrêtés prévus dans le cadre de la réglementation en vigueur.
Aucun stockage définitif de substances radioactives n'aura lieu sur le site.
Une station de traitement des effluents liquides radioactifs avant rejet sera prévue.
Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuites des systèmes de traitement et de stockage des effluents.
Des dispositions de construction appropriées seront prises pour que, compte tenu des règles générales d'exploitation prévues au II de l'article 20 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives, les équivalents de doses reçus par les travailleurs restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, au niveau le plus faible qu'il est raisonnablement possible d'atteindre, compte tenu de l'état des techniques et des facteurs économiques et sociaux, ainsi que des différents travaux prévisibles, notamment du déchargement du combustible et des opérations d'entretien et de réparation.

19. Transport des produits radioactifs.

Tout transport sur le site de produits radioactifs, y compris les déchets radioactifs, sera effectué selon les modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public.