[TO] Urbanisme et aménagement

Opérations de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement de l’installation nucléaire de base n° 61 dénommée Laboratoire d’analyse et de contrôle des matériaux nucléaires à Grenoble (Isère)

Décret n° 2008-981 du 18 septembre 2008 – Ministère de l’écologie, de l’énergie, du développement durable et de l’aménagement du territoire – JO du 21 septembre 2008 – NOR : DEVQ0805476D

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 ;

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 l’arrêté du 25 mai 2004 autorisant le Commissariat à l’énergie atomique à poursuivre les prélèvements d’eau et rejets d’effluents liquides et gazeux pour l’exploitation de son site nucléaire de Grenoble ;

Vu la déclaration de l’installation dénommée Laboratoire d’analyse et de contrôle des matériaux nucléaires au ministre d’Etat chargé de la recherche scientifique et des questions atomiques et spatiales par lettre de l’administrateur général du Commissariat à l’énergie atomique en date du 8 janvier 1968 ;

Vu la demande présentée le 3 janvier 2006 et complétée le 31 janvier 2006 par le Commissariat à l’énergie atomique et le dossier joint à cette demande ;

Vu le bilan de la mise à disposition du public de l’étude d’impact qui a eu lieu entre le 27 août et le 27 septembre 2007 ;

Vu l’avis émis par la commission interministérielle des installations nucléaires de base lors de sa séance du 14 juin 2007 ;

Vu l’avis de l’Autorité de sûreté nucléaire en date du 22 octobre 2007,

Décrète :

Article 1

En sa qualité d’exploitant de l’installation déclarée sous le nom de Laboratoire d’analyse et de contrôle des matériaux nucléaires, installation nucléaire de base n° 61, située à Grenoble dans le département de l’Isère, ci-après dénommée « l’installation », le Commissariat à l’énergie atomique est autorisé à procéder aux opérations de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement de l’installation n° 61, dans les conditions définies par la demande susvisée et le dossier joint à cette demande, dans les conditions prévues par le présent décret.

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

Après démantèlement de l’installation, l’état final visé est un bâtiment pouvant être utilisé pour toute activité de recherche ou industrielle.

Article 2

L’ensemble des travaux et contrôles conduisant à l’état final visé après démantèlement de l’installation, décrit au troisième alinéa de l’article 1er, seront réalisés dans les cinq ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel de la République française.

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 des substances radioactives existe, des dispositifs de ventilation maintiennent, par rapport à la pression atmosphérique, une cascade de 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 rapides 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 avant d’être rejeté à 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 sont 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 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 dans les plus brefs délais 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 accidentelle. Ces règles précisent la nature et les modalités des contrôles périodiques et les règles de la maintenance des équipements qui le nécessitent.

Les alarmes importantes pour la sûreté sont répercutées 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 particulière 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 font l’objet de contrôles d’absence de contamination et de contrôles de débit de dose à leur réception sur le site et avant leur expédition hors du site.

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

1° 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 non concernées par le chantier ;

2° 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 dans le 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 d’autorisation de rejet et de prélèvement d’eau du 25 mai 2004 susvisé 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 réaliser 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 s’efforce de réduire le volume des déchets produits lors des opérations de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement et optimise leur gestion.

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, 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 entreposage d’une durée de plus de deux ans de ces déchets n’a lieu à l’intérieur de l’installation sans l’autorisation de l’Autorité de sûreté nucléaire.

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

Article 4

Toute modification apportée aux conditions de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement et pouvant nécessiter une mise à jour, même temporaire, du rapport de sûreté, des règles générales de surveillance et d’entretien ou du plan d’urgence interne du site fait l’objet d’une information préalable de l’Autorité de sûreté nucléaire.

Les modifications visées au premier alinéa de cet article dont l’Autorité de sûreté nucléaire aura été avisée, lorsqu’elles n’exigent pas l’intervention d’une nouvelle autorisation prise en application du II de l’article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée, pourront être soumises à son accord préalable dans les cas et selon les modalités définies par la loi du 13 juin 2006 susvisée et les textes pris pour son application.

Article 5

Dans les six mois à compter de la fin de l’ensemble des travaux et contrôles conduisant à l’état final visé après démantèlement de l’installation, décrit au troisième alinéa de l’article 1er, l’exploitant transmet 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, le bilan radiologique indiquant les doses individuelles et collectives et le bilan relatif aux déchets produits.

Dans le même délai, il transmet également aux ministres chargés de la sûreté nucléaire et à l’Autorité de sûreté nucléaire un compte rendu montrant la réalisation de l’état final recherché pour l’installation après ces opérations. Ce compte rendu est transmis à la préfecture de l’Isère et à la mairie de Grenoble où il peut être consulté.

Article 6

Après la fin de l’ensemble des travaux et contrôles conduisant à l’état final visé après démantèlement, l’installation est rayée de la liste des installations nucléaires de base, conformément au VIII de l’article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée.

Cette décision doit être précédée de l’approbation par l’Autorité de sûreté nucléaire :

1° Du compte rendu mentionné au deuxième alinéa de l’article 5 ci-dessus ;

2° D’un document confirmant la destination future du bâtiment et du terrain et précisant :

– les dispositions de surveillance et de gestion éventuellement envisagées par l’exploitant afin d’éviter des doses non justifiées dans le cadre de la réutilisation du bâtiment après déclassement, en se fondant sur une étude d’impact portant notamment sur l’état radiologique après assainissement ;

– les dispositions de surveillance et de gestion éventuellement envisagées par l’exploitant afin d’assurer la protection du public et de l’environnement dans le cadre de la réutilisation du terrain de l’installation après son déclassement, en se fondant sur une étude d’impact portant notamment sur l’état radiologique et chimique des sols et des eaux souterraines.

Article 7

Au vu des documents mentionnés à l’article 6, l’Autorité de sûreté nucléaire fixe le cas échéant les types d’opérations à la charge de l’exploitant après le démantèlement, notamment des dispositions de surveillance et de gestion afin d’assurer la protection du public et de l’environnement.

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 18 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’Isère (12, place de Verdun, BP 1046, 38021 Grenoble Cedex 1).
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