Décret n° 2009-961 du 31 juillet 2009 autorisant AREVA NC à procéder aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de l'installation nucléaire de base n° 80 dénommée atelier « Haute activité oxyde » et située sur le centre de La Hague (département de la Manche)

En sa qualité d'exploitant de l'atelier « Haute activité oxyde », installation nucléaire de base n° 80, située sur le site AREVA NC de La Hague dans le département de la Manche, ci-après dénommée « l'installation », AREVA NC est autorisé à procéder aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de cette installation, dans les conditions définies par la demande susvisée, le dossier joint à cette demande et dans les conditions prévues par le présent décret.
L'installation comprend l'ensemble des bâtiments et équipements situés dans le périmètre de l'installation conformément au décret du 10 janvier 2003 susvisé regroupés en cinq ateliers :
― l'atelier dit « HAO/Nord », constitué du bâtiment n° 1080 ;
― l'atelier dit « HAO/Sud », constitué du bâtiment n° 1082 ;
― le « bâtiment Filtration », constitué par le bâtiment n° 1085 ;
― le « silo HAO », constitué du bâtiment n° 1081 ;
― le stockage organisé des coques, dit « SOC », constitué des bâtiments n°s 1021, 1023 et 1220.
Après démantèlement de l'installation, l'état final visé est un terrain comportant des bâtiments pouvant être utilisés à des fins industrielles.

I. ― Pour chaque atelier, les opérations autorisées par le présent décret sont divisées en trois étapes.
I-1. Etape 1.
Lors de l'étape 1 :
― l'essentiel des opérations de démantèlement de l'atelier HAO/Sud est réalisé ; à la fin de l'étape 1, hormis les cellules 903 et 904, tous les locaux et cellules de l'atelier HAO/Sud sont vides, les opérations d'assainissement du génie civil y ont été réalisées ;
― la préparation et la mise en œuvre des opérations de reprise et de conditionnement des déchets du silo HAO sont réalisées ; à la fin de l'étape 1 et au plus tard en 2022, tous les déchets du silo HAO ont été évacués ;
― le SOC est maintenu sous surveillance ;
― des travaux visant à améliorer le comportement du bâtiment Filtration en cas de séisme sont réalisés ;
― dans l'atelier HAO/Nord, les opérations suivantes sont réalisées :
― la réception, le déchargement et le transfert d'éléments combustibles provenant de réacteurs de test et de recherche ;
― la préparation au traitement des combustibles provenant de réacteurs de test et de recherche ;
― la préparation au traitement de combustibles irradiés ;
― le désentreposage des combustibles de type MOX non irradiés pour permettre leur traitement dans les installations du centre de La Hague.
Au plus tard le 31 décembre 2015, les piscines de l'atelier HAO/Nord ne contiennent plus de combustibles, irradiés ou non irradiés. Ces piscines sont maintenues en eau et peuvent contenir des paniers de combustible vides ou remplis de pièces métalliques à démanteler ou conditionner.
I-2. Etape 2.
Lors de cette étape, sont réalisés :
― les opérations de démantèlement de l'atelier HAO/Nord ;
― le démantèlement et l'assainissement des cellules 903 et 904 de l'atelier HAO/Sud ;
― les opérations de reprise et de conditionnement des déchets du SOC.
En fin d'étape 2 :
― les cellules et locaux de l'atelier HAO/Nord sont vides, les opérations d'assainissement du génie civil ont été réalisées ; des paniers vides et assainis sont entreposés dans la piscine 901 ;
― les cellules 903 et 904 de l'atelier HAO/Sud sont vides, les opérations d'assainissement du génie civil y ont été réalisées ;
― les piscines du SOC sont entièrement vides, leur cuvelage est assaini.
I-3. Etape 3.
Lors de cette étape, sont réalisées :
― les opérations de démantèlement du silo HAO ;
― les opérations de démantèlement du SOC ;
― les opérations de démantèlement du bâtiment Filtration.
En fin d'étape 3 :
― le béton du fond du silo HAO et le cuvelage sont retirés ; les locaux du silo HAO sont vides, les opérations d'assainissement du génie civil ont été réalisées ;
― les cellules et locaux du SOC et du bâtiment Filtration sont vides, les opérations d'assainissement du génie civil ont été réalisées.
II. - L'engagement de chacune des opérations suivantes fait l'objet d'une autorisation de l'Autorité de sûreté nucléaire :
― la reprise et le conditionnement des déchets du SOC ;
― la reprise et le conditionnement des déchets du silo HAO ;
― le démantèlement des cellules 904 et 906 de l'atelier HAO/Sud ;
― le démantèlement de l'atelier HAO/Nord et du SOC ainsi que celui du silo HAO et du bâtiment Filtration.
A l'appui de ses demandes d'autorisation, l'exploitant fournit à l'Autorité de sûreté nucléaire un dossier présentant l'analyse de la sûreté des opérations envisagées.
III. ― L'ensemble des travaux conduisant à l'état final visé après démantèlement de l'installation, décrit au troisième alinéa de l'article 1er, sont réalisés avant le 31 décembre 2033.
IV. - Les opérations d'assainissement du génie civil des différents locaux de l'installation 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.
Dans les six mois suivant la fin des opérations d'assainissement du génie civil de l'installation, 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.

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.
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 et contrôlé aux points de rejets vers l'extérieur à travers des dispositifs appropriés dont les dispositions de surveillance sont précisées préalablement à leur mise en œuvre.
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 prévention du risque de criticité.
L'installation est exploitée de façon à éviter toute excursion critique, en assurant notamment la gestion en continu de la matière fissile dans l'installation.
Les opérations d'entreposage, de traitement (caractérisation et intervention sur le conditionnement ou les matières elles-mêmes) et de transfert de matières fissiles sont préparées et réalisées de manière à prévenir le risque de criticité. Les limitations des paramètres spécifiques pour la prévention du risque de criticité sont établies, notamment concernant les quantités de matières fissiles et la géométrie des équipements dans lesquels celles-ci sont mises en œuvre.
Des consignes appropriées, notamment de gestion de la matière fissile, sont élaborées pour chaque zone de travail concernée.
II-2. 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 définis et dégagés. Leurs emplacements doivent avoir été portés à la connaissance de l'ensemble du personnel présent dans 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-3. 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.
Des dispositions sont prises afin de limiter les interactions possibles, en cas de séisme, entre les bâtiments de l'installation et ceux des installations voisines.
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 procéder aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement 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 possède les aptitudes professionnelles et la formation requises en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection.
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 sont soumis au contrôle d'absence de contamination et au contrôle de débit de dose à leur réception sur le site de La Hague et avant leur expédition hors du site.
S'agissant des transferts entre les installations nucléaires de base du site de La Hague, les procédures d'AREVA NC en vigueur sur ce site s'appliquent.
III-4. Les obligations préalables aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement.
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, 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 10 janvier 2003 susvisé et qui pourra être modifié 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.
Les déchets résultant des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement 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, d'une part, le volume de déchets produits lors des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement et, d'autre part, 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 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.
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 de l'installation.