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)




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)

NOR: DEVP0822438D
Version consolidée au 19 juin 2019

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 du 22 novembre 1968 autorisant la création par Electricité de France de la centrale nucléaire du Bugey (1re tranche) à Saint-Vulbas (Ain) ;
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 17 mars 1978 modifié relatif à l'autorisation de rejet d'effluents radioactifs gazeux par la centrale nucléaire du Bugey ;
Vu l'arrêté du 28 mars 1978 modifié relatif à l'autorisation de rejet d'effluents radioactifs liquides par la centrale nucléaire du Bugey ;
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 29 septembre 2005 par Electricité de France, le dossier joint à cette demande et les compléments apportés par lettres des 11 mai et 31 octobre 2006 ;
Vu les résultats de l'enquête publique qui s'est déroulée du 13 juin 2006 au 13 juillet 2006 ;
Vu l'avis émis par la commission interministérielle des installations nucléaires de base lors de sa séance du 22 février 2008 ;
Vu l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire en date du 31 mars 2008,
Décrète :

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.


Toute modification apportée aux conditions de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement complet 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 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, font l'objet de la procédure prévue à l'article 26 ou le cas échéant à l'article 27 du décret du 2 novembre 2007 susvisé.


L'exploitant procède périodiquement au réexamen de la sûreté de l'installation, conformément au III de l'article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée en prenant en compte les meilleures pratiques internationales.
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 de surveillance et d'entretien et du plan d'urgence interne.
L'exploitant transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire le dossier correspondant au premier réexamen de sûreté dans un délai de dix ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel.


Après la fin des opérations prévues à l'étape 3 du I de l'article 2, l'installation est supprimée de la liste des installations nucléaires de base conformément à l'article 40 du décret du 2 novembre 2007 susvisé.
L'exploitant joint au dossier de demande de déclassement transmis à l'Autorité de sûreté nucléaire un document 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 des bâtiments 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.


Au vu des documents mentionnés à l'article 40 du décret du 2 novembre 2007 susvisé et au deuxième alinéa de 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.


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
A modifié les dispositions suivantes :


Le ministre d'Etat, ministre de l'écologie, de l'énergie, du développement durable et de l'aménagement du territoire, la ministre de l'économie, de l'industrie et de l'emploi et la secrétaire d'Etat chargée de l'écologie sont chargés, chacun en ce qui le concerne, de l'exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.

Fait à Paris, le 18 novembre 2008.

François Fillon

Par le Premier ministre :

Le ministre d'Etat, ministre de l'écologie,
de l'énergie, du développement durable
et de l'aménagement du territoire,
Jean-Louis Borloo
La ministre de l'économie,
de l'industrie et de l'emploi,
Christine Lagarde
La secrétaire d'Etat
chargée de l'écologie,
Nathalie Kosciusko-Morizet