[TO] Urbanisme et aménagement

Autorisation donnée au Commissariat à l’énergie atomique de créer une installation nucléaire de base dénommée Magenta sur le site de Cadarache, sur la commune de Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône)

Décret n° 2008-1004 du 25 septembre 2008 – Ministère de l’écologie, de l’énergie, du développement durable et de l’aménagement du territoire – JO du 27 septembre 2008 – NOR : DEVQ0812454D

Le Premier ministre,

Sur le rapport du ministre d’Etat, ministre de l’écologie, de l’énergie, du développement durable et de l’aménagement du territoire, et de la ministre de l’économie, de l’industrie et de l’emploi,

Vu le code de l’environnement, notamment le titre Ier et le titre IV du livre V ;

Vu le code de la santé publique, notamment le chapitre III du titre III du livre III ;

Vu le code du travail, notamment le titre III du livre II ;

Vu la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire ;

Vu la loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs ;

Vu le décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié relatif aux installations nucléaires ;

Vu le décret n° 95-540 du 4 mai 1995 modifié relatif aux rejets d’effluents liquides et gazeux et aux prélèvements d’eau des installations nucléaires de base ;

Vu le 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, notamment son article 70 ;

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 l’arrêté du 31 décembre 1999 modifié fixant la réglementation technique générale destinée à prévenir et à limiter les nuisances et les risques externes résultant de l’exploitation des installations nucléaires de base ;

Vu la demande présentée le 31 mars 2006 par le Commissariat à l’énergie atomique et le dossier joint à cette demande, complétés et modifiés le 12 octobre 2006 ;

Vu les résultats de l’enquête publique réalisée du 20 novembre 2006 au 20 décembre 2006 ;

Vu l’avis émis par la commission interministérielle des installations nucléaires de base lors de sa séance du 18 octobre 2007 ;

Vu l’avis de l’Autorité de sûreté nucléaire en date du 21 décembre 2007,

Décrète :

Article 1

Le Commissariat à l’énergie atomique (CEA), ci-après désigné « l’exploitant », est autorisé à créer sur le site de Cadarache, sur le territoire de la commune de Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône), l’installation nucléaire de base dénommée Magenta (ci-après désignée « l’installation »), dans les conditions définies par la demande susvisée et les dossiers joints à cette demande, dans les conditions prévues par le présent décret.

L’installation a pour but :

– la réception et l’expédition des matières nucléaires liées aux programmes du CEA ;

– la caractérisation des matières nucléaires par des mesures non destructives ;

– la conservation des matières nucléaires ;

– l’intervention sur le conditionnement des matières et sur les matières nucléaires elles-mêmes.

L’installation comprend les bâtiments et équipements situés dans le périmètre délimité sur le plan annexé au présent décret (1).

Article 2

Les matières nucléaires réceptionnées dans l’installation sont des matières non irradiées se présentant sous toute forme solide appartenant aux catégories suivantes :

– matières uranifères à tout niveau d’enrichissement en 235U ;

– matières transuraniennes (notamment plutonifères), seules ou en mélange avec de l’uranium, à tout enrichissement.

Sont considérées comme non irradiées les matières qui :

– soit n’ont pas subi d’irradiation neutronique ;

– soit ont subi une irradiation neutronique suivie d’une opération de retraitement ;

– soit ont subi une faible irradiation neutronique engendrant un débit de dose limité. En tout état de cause, le débit de dose absorbée dans l’air est inférieur ou égal à 1 Gy/h à 1 mètre de distance sans écran.

La quantité totale de matières nucléaires présentes dans l’installation n’excède pas 52 tonnes.

Le nombre et le type d’emballages entreposés dans l’installation est précisé dans les prescriptions à caractère technique édictées par l’Autorité de sûreté nucléaire.

Article 3

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 de substances radioactives existe, des dispositifs de ventilation maintiennent, par rapport à la pression atmosphérique, une cascade de dépression fixée dans les règles générales d’exploitation mentionnées au IV du présent article et adaptée à la prévention de tout événement de dissémination involontaire.

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 rapides des incidents ou accidents consécutifs à la défaillance du confinement. En tant que de besoin, 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 comportant des filtres de très haute efficacité et contrôlé avant d’être rejeté à l’extérieur. Les filtres font l’objet d’une surveillance régulière précisée dans les règles générales d’exploitation mentionnées au IV du présent article.

II. – L’installation est conçue, réalisée et 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. Des paramètres spécifiques pour la prévention du risque de criticité, notamment la limitation des quantités de matières fissiles mises en œuvre durant ces opérations, sont établis.

Des consignes appropriées, notamment de gestion de la matière fissile, sont élaborées pour chaque zone de travail concernée.

III. – La protection de l’installation contre les risques d’origine interne ou induits par son environnement.

III-1. La protection contre l’incendie et l’explosion.

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 pour assurer leur extinction.

Des dispositions sont prises pour protéger l’installation contre les risques d’explosion d’origine interne.

Les chemins d’évacuation sont définis et dégagés. Leur emplacement est porté à la connaissance de l’ensemble des personnels présents 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.

III-2. La protection contre les séismes.

Les ouvrages et les équipements importants pour la sûreté de l’installation faisant l’objet d’une exigence de sûreté en cas de séisme sont conçus, réalisés ou aménagés et exploités de telle sorte que, en cas de séisme dont les spectres de réponse sont définis pour le site de Cadarache en application de la règle fondamentale de sûreté 2001-01 du 16 mai 2001 relative à la détermination des mouvements sismiques à prendre en compte pour la sûreté des installations, un confinement suffisant des substances radioactives reste assuré.

III-3. La protection contre les agressions provenant de l’environnement.

Des dispositions sont prises en vue d’assurer un confinement suffisant des substances radioactives ou toxiques, compte tenu de toutes les conséquences 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 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 dans les plus brefs délais et en précise les conséquences identifiées compte tenu des situations normales et accidentelles prévisibles.

IV. – L’exploitation de l’installation.

IV-1. Le point zéro.

Une cartographie de la contamination chimique et radiologique est réalisée à l’intérieur du périmètre de l’installation avant la construction de l’installation.

IV-2. Les règles générales d’exploitation.

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

Les alarmes importantes pour la sûreté sont répercutées dans des locaux où une permanence est assurée. Dans l’installation, en des lieux connus des services d’intervention, des informations détaillées permettent de localiser l’événement détecté et d’agir efficacement.

Le personnel employé dans l’installation possède les aptitudes professionnelles requises et a reçu, notamment avant tout travail effectif sur des substances radioactives ou toxiques, une formation ou une information particulière en matière de sûreté nucléaire, de radioprotection et de protection contre les risques liés aux produits manipulés ou entreposés.

IV-3. Conduite de l’installation.

Les systèmes de protection, de sécurité et de conduite intéressant la sûreté de l’installation sont conçus pour permettre la détection des évolutions des paramètres importants pour la sûreté et pour mettre en état sûr l’installation.

Les dispositions retenues à cet effet, notamment les conditions de contrôle et de maintenance des systèmes de protection, de sécurité et de conduite intéressant la sûreté de l’installation, sont précisées dans les règles générales d’exploitation. Ces règles générales d’exploitation fixent également les moyens de protection collectifs et individuels du personnel, ainsi que les règles d’usage de ces moyens.

IV-4. 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.

IV-5. Les dispositions relatives au transport.

Les emballages de transport et les conteneurs de substances radioactives faisant l’objet d’un transport sur la voie publique font l’objet de contrôles de non-contamination et de contrôles de débit de dose à leur réception sur le site et avant leur expédition hors du site, conformément à la réglementation des transports en vigueur.

S’agissant des transferts entre l’installation et les installations du site de Cadarache qui n’empruntent pas la voie publique, les procédures générales de transport interne du CEA et les procédures particulières de transport interne du CEA/Cadarache s’appliquent.

V. – Les rejets liquides et gazeux et les déchets.

V-1. Les rejets liquides et gazeux.

L’installation est exploitée de manière à limiter autant que possible à des conditions économiques acceptables la quantité d’eau prélevée au milieu naturel et les rejets d’effluents liquides et gazeux. Des décisions de l’Autorité de sûreté nucléaire, conformément à l’article 69 du décret du 2 novembre 2007 susvisé, fixent les limites de rejets des effluents liquides et gazeux et précisent leurs modalités de gestion ainsi que les caractéristiques et les dispositions relatives à leur rejet.

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.

V-2. La gestion des déchets.

L’installation est exploitée de manière à limiter autant que possible à des conditions économiques acceptables le volume et l’activité des déchets produits.

L’installation est exploitée de manière à limiter le volume des déchets qui séjournent transitoirement dans l’installation en attente d’évacuation. Les déchets 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 entreposage et stockage ultérieur dans des centres autorisés.

L’exploitant 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.

Aucun stockage définitif de déchets radioactifs n’est autorisé à l’intérieur du périmètre défini sur le plan annexé au présent décret (1).

Article 4

La première mise en œuvre de substances radioactives dans l’installation doit intervenir dans un délai de cinq ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel de la République française. Ce délai constitue le délai de mise en service mentionné au I de l’article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée.

Avant la première mise en œuvre de substances radioactives dans l’installation, l’Autorité de sûreté nucléaire peut autoriser la réalisation d’essais avec des sources scellées. A cet effet et au plus tard six mois avant la réalisation de ces essais, l’exploitant transmet à l’Autorité de sûreté nucléaire un dossier de demande d’autorisation comprenant le rapport de sûreté relatif aux opérations projetées et les modalités d’exploitation associées.

En vue de l’autorisation mentionnée à l’avant-dernier alinéa du I de l’article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée, au plus tard douze mois avant la première mise en œuvre de substances radioactives dans l’installation, l’exploitant soumet à l’Autorité de sûreté nucléaire le rapport de sûreté, les règles générales d’exploitation et le plan d’urgence interne, sans préjudice des autres documents requis par les textes réglementaires pris pour l’application de la loi susvisée.

Article 5

L’exploitant procède tous les dix ans au réexamen de la sûreté de l’installation, conformément aux dispositions du III de l’article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée.

A cet effet, l’exploitant adresse aux ministres chargés de la sûreté nucléaire et à l’Autorité de sûreté nucléaire un rapport comportant les conclusions de ce réexamen et, le cas échéant, les dispositions qu’il envisage de prendre pour remédier aux anomalies constatées ou pour améliorer la sûreté de son installation ainsi qu’une mise à jour du rapport de sûreté, des règles générales d’exploitation et du plan d’urgence interne.

L’exploitant transmet le dossier correspondant au premier réexamen de sûreté dans un délai de dix ans à compter de la première mise en œuvre de substances radioactives en l’accompagnant d’un bilan de l’expérience d’exploitation acquise.

Article 6

Toute modification apportée à l’installation ou à ses conditions d’exploitation de nature à affecter les intérêts mentionnés au I de l’article 28 de la loi du 13 juin 2006 et pouvant nécessiter une mise à jour, même temporaire, du rapport de sûreté, des règles générales d’exploitation ou du plan d’urgence interne du site fait l’objet d’une information préalable de l’Autorité de sûreté nucléaire.

Cette modification, dans le cas où elle n’exige pas une nouvelle autorisation prise en application du II de l’article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée, fait l’objet de la procédure prévue à l’article 26 du décret du 2 novembre 2007 susvisé.

Article 7

La mise à l’arrêt définitif et le démantèlement de l’installation sont subordonnés à une autorisation préalable. La demande d’autorisation comporte les éléments figurant au V de l’article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée et dans les textes réglementaires pris pour son application.

Article 8

Le présent décret vaut autorisation, au titre de l’article L. 1333-4 du code de la santé publique, d’importation, exportation et détention des sources radioactives et des appareils émettant des rayonnements ionisants nécessaires au fonctionnement de l’installation, hors usage médical.

Article 9

Chargés de l’exécution …

Fait à Paris, le 25 septembre 2008.

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(1) Ce plan peut être consulté : – à l’Autorité de sûreté nucléaire, 6, place du Colonel-Bourgoin, 75572 Paris Cedex 12, ou 6, rue Charles-de-Coulomb, 45077 Orléans Cedex 2 ; – à la préfecture de l’Essonne, boulevard de France, 91010 Evry Cedex.
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