Article 4 du Décret du 21 mai 1990 autorisant la Compagnie générale des matières nucléaires (Cogéma) à créer une usine de fabrication de combustibles nucléaires, dénommée Melox, sur le site nucléaire de Marcoule, commune de Chusclan (Gard)

L'exploitant respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :

4.1. Assurance de la qualité

L'exploitant veillera, conformément à 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, à obtenir, par la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées, une qualité appropriée.

En particulier, l'exploitant procédera à la surveillance et au contrôle de l'action des constructeurs et des fournisseurs lors de la conception, de la réalisation et des essais de mise en service des différents matériels.

4.2. Protection contre le risque de dissémination de substances radioactives ou chimiques

L'installation sera conçue, réalisée et exploitée de telle sorte que soit assurée la prévention du risque de dissémination de substances radioactives ou chimiques. Le confinement de ces substances tiendra compte de leur forme physico-chimique.

Le confinement des substances radioactives sera normalement assuré à l'aide de deux systèmes, comprenant chacun des dispositifs de confinement adaptés aux risques, et constituant au total au moins trois barrières. Le premier système préviendra en particulier le risque de dissémination radioactive à l'intérieur des zones accessibles au personnel. A cet égard, les manipulations de substances radioactives seront effectuées dans des enceintes présentant une étanchéité appropriée. Un dispositif permettant une détection rapide des incidents consécutifs à la défaillance de ce premier système sera installé. Le second système complétera en tant que de besoin la protection du personnel et préviendra la dispersion des substances radioactives à l'extérieur de l'installation en cas de défaillance éventuelle du premier système.

Les équipements dans lesquels circuleront ou seront collectés des liquides radioactifs ou chimiques seront munis de dispositifs de rétention étanches.
Dans les parties de l'installation où le risque de dissémination radioactive existe, des dispositifs de ventilation maintiendront, par rapport à la pression atmosphérique, une dépression suffisante, compte tenu des opérations qui y seront conduites; lorsque ces parties de l'installation communiquent entre elles ou sont susceptibles de se trouver mises en communication, les dispositifs de ventilation permettront l'établissement d'une cascade de dépressions suffisante pour prévenir la diffusion de produits radioactifs à partir des parties présentant les risques de dissémination radioactive les plus élevés vers celles présentant de moindres risques.

L'air provenant des parties ventilées de l'installation présentant un risque de dissémination de radioactivité sera filtré à travers des filtres à très haute efficacité et contrôlé avant d'être rejeté à l'extérieur. Les dispositifs de ventilation, et notamment l'efficacité de leurs filtres,
feront l'objet d'une surveillance régulière.

4.3. Protection du public et des travailleurs contre l'exposition aux rayonnements ionisants

Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation conformément aux prescriptions du décret du 28 avril 1975 modifié susvisé.

Toutes dispositions appropriées seront prises pour que, compte tenu des différentes opérations d'exploitation, d'entretien et de réparation prévues dans l'installation, l'exposition du personnel dans l'installation et du public reste dans les limites fixées par la réglementation en vigueur.

4.4. Protection contre le risque de criticité

L'installation sera conçue, réalisée et exploitée de façon à éviter toute excursion critique. Les dispositions prises à la conception tiendront compte de la teneur maximale en isotopes de matières fissiles.

Les paramètres spécifiques à la prévention des risques de criticité pour les diverses opérations d'entreposage, de transformation et de transfert des matières fissiles seront définis et pris en compte à la conception et dans l'élaboration des règles générales d'exploitation prévues aux articles 6 et 7 du présent décret.

Des consignes appropriées seront établies pour chaque unité de travail ainsi que pour les opérations d'entreposage et de transfert de matières fissiles.

Les parties de l'installation où les risques pour le personnel d'une excursion critique éventuelle ne seraient pas négligeables seront équipées d'un dispositif de détection et d'alarme adapté.

4.5. Protection contre les séismes

L'installation et ses équipements seront conçus et réalisés de telle manière qu'en cas d'occurrence d'un séisme d'intensité VIII-IX de l'échelle MSK avec un spectre de réponses de résonateurs adapté au site les fonctions importantes pour la sûreté (confinement, prévention du risque de criticité en particulier) demeurent assurées.

4.6. Effluents liquides et gazeux

Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des modalités de rejets fixées par l'arrêté d'autorisation de rejets liquides et l'arrêté d'autorisation de rejets gazeux de l'installation.

Les effluents liquides produits par l'installation y seront collectés, éventuellement traités, contrôlés puis transférés dans une installation dûment autorisée à les recevoir.

4.7. Gestion des déchets

L'exploitant s'efforce de réduire le volume des déchets produits. Les déchets seront triés par nature et par catégorie de nuisance chimique ou radioactive en vue de faciliter leur traitement, leur valorisation par réemploi ou recyclage, leur conditionnement et leur stockage ultérieur dans des centres autorisés.

En particulier, les déchets émetteurs alpha produits par l'installation seront évacués vers des installations autorisées à les traiter.

La capacité d'entreposage des fûts de déchets en attente d'évacuation pour traitement sera limitée à 450 mètres cubes dans les locaux conçus à cet effet.

Aucun stockage définitif de déchets n'aura lieu à l'intérieur du périmètre annexé au présent décret.

4.8. Protection contre l'incendie

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

En particulier, les bâtiments comporteront des secteurs de feu à l'intérieur desquels le confinement des vapeurs, poussières, aérosols, fumées et gaz de combustion sera assuré en tant que de besoin vis-à-vis des autres locaux et de l'extérieur du bâtiment. A cet égard, les systèmes de ventilation seront conçus et conduits de façon à faciliter l'intervention en cas d'incendie, tout en maintenant le confinement des matières radioactives dans l'installation.

Les bâtiments devront également être conçus pour protéger les locaux contenant des matières radioactives contre un incendie ou une explosion extérieurs éventuels.

4.9. Protection contre les agressions de l'environnement

Des dispositions seront prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances dangereuses, compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines, ou des transports effectués au voisinage de l'installation,
notamment des effets dynamiques et des projectiles susceptibles d'atteindre cette dernière.

L'exploitant, informé 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 prescriptions du présent décret ou sur la sûreté de l'installation, présentera au service central de sûreté des installations nucléaires un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles.

4.10. Formation du personnel

Sans préjudice des dispositions de l'article 11 du décret du 28 avril 1975 modifié susvisé, le personnel qui sera employé dans l'installation possédera les aptitudes professionnelles normalement requises ou aura reçu, avant tout travail effectif dans cette installation, une formation particulière en matière de sécurité nucléaire et de protection contre les risques liés aux produits manipulés et stockés.

4.11. Transports de substances radioactives

Les transports de substances radioactives seront effectués selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs, des personnes du public et de l'environnement.

Les emballages de transport et les conteneurs de substances radioactives feront l'objet de contrôles de contamination et de débit de dose à leur réception et avant leur expédition.

4.12. Protection des matières nucléaires

Sans préjudice de l'application de la loi du 25 juillet 1980 susvisée et des dispositions prévues à l'article 8 du présent décret, l'exploitant contrôlera l'accès à tout emplacement où des matières nucléaires seront stockées, manipulées ou traitées. Par ailleurs, l'exploitant tiendra une comptabilité qui fera apparaître la nature et les quantités de matières fissiles introduites dans l'installation, stockées et reprises.

4.13. Modification de l'installation

Lorsqu'elles n'exigent pas l'intervention d'un décret pris en application de l'article 6 du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé, les modifications à l'installation entraînant une mise à jour des rapports de sûreté, des règles générales d'exploitation ou du plan d'urgence interne, ne pourront être réalisées qu'après approbation par le ministre chargé de l'industrie et le secrétaire d'Etat auprès du Premier ministre, chargé de l'environnement et de la prévention des risques technologiques et naturels majeurs.

4.14. Mise à l'arrêt définitif

Conformément aux dispositions de l'article 6 ter du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé, lorsque l'exploitant prévoit, pour quelque cause que ce soit, la mise à l'arrêt définitif de l'installation, il en informe le chef du service central de sûreté des installations nucléaires et lui adresse: 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 est subordonnée à leur approbation, dans les formes prévues au IV de l'article 3 du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé.