Décret n° 2008-1197 du 18 novembre 2008 autorisant Electricité de France à achever les opérations de mise à l'arrêt définitif et à procéder aux opérations de démantèlement complet de l'installation nucléaire de base n° 45 dénommée centrale 1 du centre nucléaire de production d'électricité du Bugey située sur le territoire de la commune de Saint-Vulbas (département de l'Ain)

I. ― En sa qualité d'exploitant de la centrale 1 du centre nucléaire de production d'électricité du Bugey, installation nucléaire de base n° 45, située à Saint-Vulbas dans le département de l'Ain, ci-après dénommée " l'installation ", Electricité de France est autorisée à achever les opérations de mise à l'arrêt définitif et à procéder aux opérations de démantèlement complet de l'installation n° 45, dans les conditions définies par la demande susvisée et le dossier joint à cette demande et dans les conditions prévues par le présent décret.

II. ― L'installation comprend l'ensemble des bâtiments et équipements situés dans le périmètre délimité sur le plan annexé au décret du 22 novembre 1968 susvisé.

III. ― Après démantèlement complet de l'installation, l'état final visé est un terrain comportant des bâtiments pouvant être utilisés à des fins industrielles. Des bâtiments sont déconstruits et démolis jusqu'au niveau moins un mètre par rapport à la plate-forme du site.

I. - Les étapes du démantèlement.
Les opérations autorisées par le présent décret sont divisées en trois étapes :
Etape 1 : élimination du risque radiologique hors assainissement final :
― phase 1 : travaux préparatoires au démantèlement ;
― phase 2 : extraction, conditionnement et évacuation des déchets d'exploitation ;
― phase 3 : démantèlement du caisson :
― mise en eau du caisson et tests d'étanchéité ;
― ouverture du bloc tubulaire supérieur ;
― démantèlement des structures internes du caisson.
Etape 2 : assainissement du génie civil.
Etape 3 : réhabilitation des terrains et bâtiments du périmètre de l'installation.
II. ― La durée des opérations de démantèlement.
L'ensemble des travaux conduisant à l'état final visé après démantèlement complet de l'installation, décrit au III de l'article 1er, sont réalisés dans les seize ans suivant la publication du présent décret au Journal officiel de la République française.
III. ― Les points d'arrêt.
L'engagement des opérations suivantes fait l'objet d'une autorisation de l'Autorité de sûreté nucléaire :
― mise en eau du caisson ;
― ouverture du caisson par démantèlement du bloc tubulaire supérieur.
L'engagement de l'opération de démantèlement des structures internes inférieures, de l'étape 2 et de l'étape 3 citées au I du présent article fait l'objet de la procédure prévue à l'article 26 du décret du 2 novembre 2007 susvisé.
IV. ― Les opérations d'assainissement.
Les opérations d'assainissement des bâtiments nucléaires et des sols prévues aux étapes 2 et 3 citées au I du présent article font l'objet d'un dossier présentant la méthodologie et les objectifs retenus pour cet assainissement, transmis à l'Autorité de sûreté nucléaire trois mois avant d'engager les opérations. A l'issue du délai de trois mois et sans observation de l'Autorité de sûreté nucléaire, les travaux peuvent commencer.
A l'issue des opérations d'assainissement des bâtiments et dans les six mois à compter de la fin de l'étape 2 citée au I du présent article, l'exploitant présente à l'Autorité de sûreté nucléaire un dossier contenant :
― le retour d'expérience de ces opérations, comprenant notamment les faits marquants, les incidents, les difficultés rencontrées et le bilan relatif aux déchets produits ;
― les éléments montrant la réalisation de l'assainissement recherché en matière d'état radiologique.
Dans les six mois à compter de la fin des opérations de l'étape 3 citée au I du présent article, l'exploitant transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire un dossier contenant le retour d'expérience de ces opérations.

I. ― Le confinement des substances radioactives ou toxiques.

Le confinement des substances radioactives ou toxiques est conçu et réalisé de façon que tout événement conduisant à leur dissémination involontaire à l'intérieur de l'installation ou dans son environnement soit prévenu. Ce confinement tient compte de la forme physico-chimique de ces substances.

Dans les parties de l'installation où le risque de dissémination des substances radioactives existe, des dispositifs de ventilation maintiennent, par rapport à la pression atmosphérique, une dépression adaptée à la prévention de tout événement de dissémination involontaire. Lorsque ces parties communiquent entre elles, les dispositifs de ventilation permettent l'établissement d'une cascade de dépression suffisante pour prévenir la diffusion de substances radioactives des parties présentant les risques de dissémination les plus élevés vers celles présentant les risques de dissémination les moins élevés. Dans le cas particulier de l'installation de découplage et de transit des déchets, un confinement adapté des substances radioactives est assuré.

Le confinement des substances radioactives est assuré à l'intérieur des zones accessibles au personnel par des systèmes passifs ou actifs. Un dispositif permet une détection et un signalement rapide des incidents ou accidents consécutifs à la défaillance du confinement. En tant que de besoin, des systèmes ou des dispositions complémentaires assurent la protection du personnel et préviennent la dissémination de ces substances à l'extérieur de l'installation.

L'air provenant des parties ventilées de l'installation qui présentent un risque de dissémination de radioactivité est filtré à travers des dispositifs appropriés. Il est contrôlé aux points de rejets vers l'extérieur.

En tant que de besoin, les zones de chantier montées au plus près des opérations sont équipées d'un dispositif de ventilation spécifique. Les dispositions de surveillance associées sont précisées dans les règles générales de surveillance et d'entretien mentionnées au III du présent article.

II. ― La protection de l'installation contre les risques d'origine interne ou induits par son environnement.

II-1. ― La protection contre l'incendie.

Des dispositions sont prises pour réduire les risques d'incendie d'origine interne à l'installation, pour permettre la détection rapide des départs de feu et l'alerte, pour empêcher l'extension des incendies et assurer leur extinction.

Les chemins d'évacuation sont parfaitement définis et dégagés. Leurs emplacements doivent avoir été portés à la connaissance de l'ensemble du personnel présent sur l'installation. Des exercices de sécurité sont régulièrement organisés, au minimum annuellement, et les comptes rendus de ces exercices sont tenus à la disposition des inspecteurs de la sûreté nucléaire.

II-2. ― La protection contre les agressions provenant de l'environnement.

Des dispositions sont prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances radioactives, 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.

Des dispositions sont également prises pour maintenir l'installation dans un état sûr en cas d'inondation ou de conditions climatiques extrêmes.

L'exploitant se tient informé de tout projet entraînant une modification de l'environnement de l'installation par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation à achever les opérations de mise à l'arrêt définitif et à procéder aux opérations de démantèlement complet susvisée et ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des dispositions du présent décret. Il informe l'Autorité de sûreté nucléaire de ces projets sans délai et en précise les conséquences identifiées compte tenu des situations normales et accidentelles prévisibles.

III. ― L'exploitation de l'installation.

III-1. ― Les règles générales de surveillance et d'entretien.

L'exploitant établit des règles générales qui précisent les modalités de surveillance et d'entretien de l'installation en situation normale et en situation incidentelle ou accidentelle. Ces règles précisent en tant que de besoin la nature et les modalités des contrôles périodiques et les règles de la maintenance des équipements.

Les alarmes importantes pour la sûreté sont reportées dans des locaux où une permanence est assurée. Dans l'installation et en des lieux connus des services d'intervention, des informations détaillées permettent de localiser l'événement détecté et d'agir efficacement.
Le personnel affecté aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement complet possède les aptitudes professionnelles et la formation particulière en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection requises.

III-2. ― Les dispositions relatives aux manutentions.

Les opérations effectuées dans l'installation sont conduites de manière à réduire le risque de chute de charges et à en limiter les conséquences.

III-3. ― Les dispositions relatives au transport.

Les colis contenant des matières radioactives faisant l'objet d'un transport sur la voie publique font l'objet de contrôles d'absence de contamination et de contrôles de débit de dose à leur réception sur le site du Bugey et avant leur expédition hors du site.

S'agissant des transferts entre les installations nucléaires de base du site, les procédures de contrôle d'Electricité de France s'appliquent.

III-4.-Les obligations préalables aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement complet.

Dans le respect des principes de radioprotection prévus par le code de la santé publique, préalablement à l'ouverture d'un chantier relatif aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement complet, l'exploitant :

― définit les périmètres d'intervention, les conditions de circulation du personnel, du matériel et des déchets ainsi que les dispositions prises pour éviter les transferts éventuels de contamination radioactive de la zone de chantier vers les zones extérieures au chantier ;

― rédige les procédures et les modes opératoires relatifs au chantier, ainsi que les analyses de sûreté et de radioprotection correspondantes et les consignes associées.

IV. ― Les effluents liquides et gazeux et les déchets.

IV-1. ― Les effluents liquides et gazeux.

L'installation est exploitée de manière à réduire autant qu'il est possible à des conditions économiques acceptables la quantité d'eau prélevée au milieu naturel et les rejets d'effluents liquides et gazeux. Les modalités de gestion des effluents liquides et gazeux ainsi que les caractéristiques et les dispositions relatives à leur rejet sont encadrées par l'arrêté du 17 mars 1978 modifié relatif à l'autorisation de rejet d'effluents radioactifs gazeux susvisé et l'arrêté du 28 mars 1978 modifié relatif à l'autorisation de rejet d'effluents radioactifs liquides susvisé qui pourront être modifiés par des décisions de l'Autorité de sûreté nucléaire conformément à l'article 69 du décret du 2 novembre 2007 susvisé.

L'exploitant dispose des moyens nécessaires pour effectuer des contrôles de l'environnement, notamment eu égard au risque de dissémination de substances radioactives ou toxiques présentes dans l'installation.

IV-2. ― La gestion des déchets.

L'exploitant limite le volume des déchets produits lors des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement complet, et optimise leur gestion.

Les déchets résultant des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement complet sont 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.

L'exploitant prend toutes les dispositions appropriées pour réduire autant qu'il est possible, à des conditions économiques acceptables, le volume des déchets qui séjournent transitoirement dans l'installation en attente d'évacuation.

L'exploitant assume la responsabilité des déchets résultant de la mise à l'arrêt définitif et du démantèlement complet de l'installation. Il assure un suivi des déchets depuis leur production jusqu'à leur élimination définitive dans des installations autorisées en s'appuyant sur des documents dont la conservation et l'archivage sont assurés.

Les gravats issus de la démolition de bâtiments conventionnels ou assainis peuvent être utilisés pour combler les vides de l'installation.

L'inventaire des déchets produits est tenu à jour au fur et à mesure de l'avancement des opérations de démantèlement, notamment pour ce qui concerne les quantités produites, les caractéristiques radiologiques et l'origine des déchets.

Aucun stockage définitif de déchets radioactifs n'est autorisé à l'intérieur du périmètre situé sur le plan annexé au décret du 22 novembre 1968 susvisé.