Décret n° 2016-793 du 14 juin 2016 autorisant le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) à créer une installation nucléaire de base dénommée DIADEM sur le site de Marcoule, dans la commune de Chusclan (Gard)


JORF n°0139 du 16 juin 2016
texte n° 8




Décret n° 2016-793 du 14 juin 2016 autorisant le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) à créer une installation nucléaire de base dénommée DIADEM sur le site de Marcoule, dans la commune de Chusclan (Gard)

NOR: DEVP1527684D
ELI: https://www.legifrance.gouv.fr/eli/decret/2016/6/14/DEVP1527684D/jo/texte
Alias: https://www.legifrance.gouv.fr/eli/decret/2016/6/14/2016-793/jo/texte


Le Premier ministre,
Sur le rapport de la ministre de l'environnement, de l'énergie et de la mer, chargée des relations internationales sur le climat,
Vu le code de l'environnement, notamment le chapitre II du titre IV et le titre IX de son livre V ;
Vu le code rural et de la pêche maritime ;
Vu le code de la santé publique, notamment le chapitre III du titre III du livre III de sa première partie ;
Vu le code du travail ;
Vu la loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 modifiée de programme relative à la gestion durable des matières et des déchets radioactifs, notamment son article 3 ;
Vu le décret n° 2007-830 du 11 mai 2007 modifié relatif à la nomenclature des installations nucléaires de base ;
Vu le décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives ;
Vu l'arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base ;
Vu la demande présentée le 27 avril 2012 par le CEA, mise à jour le 31 mai 2013, et le dossier joint à cette demande, relative à la demande d'autorisation de création de l'installation nucléaire de base DIADEM ;
Vu l'avis de la formation d'autorité environnementale du Conseil général de l'environnement et du développement durable en date du 9 octobre 2013 ;
Vu le rapport et les conclusions motivées rendus par la commission d'enquête à l'issue de l'enquête publique qui s'est déroulée du 10 juin au 17 juillet 2014 inclus ;
Vu l'avis de la commission locale d'information de Marcoule-Gard en date du 27 juin 2014 ;
Vu l'avis du préfet du Gard en date du 26 août 2014 ;
Vu l'avis de la Commission européenne en date du 24 octobre 2014 ;
Vu l'avis du ministre de l'agriculture, de l'agroalimentaire et de la forêt en date du 28 novembre 2014 ;
Vu les observations communiquées par le CEA par courrier du 3 juillet 2015 ;
Vu l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire en date du 12 novembre 2015,
Décrète :


I. - Le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA), ci-après désigné « l'exploitant », est autorisé à créer sur le territoire de la commune de Chusclan (département du Gard) une installation nucléaire de base dénommée DIADEM, ci-après désignée « l'installation », dans les conditions prévues par le présent décret ainsi que par la demande d'autorisation susvisée, le dossier joint à cette demande ainsi que sa mise à jour.
L'installation est destinée à l'entreposage de conteneurs de déchets radioactifs solides irradiants émetteurs βγ ou riches en émetteurs α.
Les déchets radioactifs faisant l'objet d'un entreposage au sein de l'installation sont :


- des déchets de moyenne activité à vie longue, dans l'attente de la mise en service de l'installation de stockage réversible prévue par l'article 3 de la loi du 28 juin 2006 susvisée ;
- des déchets de faible et moyenne activité à vie courte dont les caractéristiques seront, après décroissance radioactive, compatibles avec un stockage en surface.


Les déchets entreposés dans l'installation proviennent des installations du CEA ainsi que du projet « sources » du groupement d'intérêt public relatif aux sources radioactives scellées de haute activité (« GIP SOURCES HA ») regroupant le CEA et CIS bio international et du réacteur à haut flux situé à Grenoble (INB n° 67). L'entreposage de déchets appartenant à d'autres producteurs fait l'objet d'un accord préalable de l'Autorité de sûreté nucléaire.
II. - Le périmètre de l'installation est délimité sur le plan annexé au présent décret (1).
L'installation est constituée d'un bâtiment en béton armé composé d'un seul bloc, comprenant notamment :


- une zone permettant la réception et l'expédition d'emballages de transport ;
- une zone dédiée au contrôle, à la préparation, à l'entreposage et à la reprise de conteneurs de déchets radioactifs, comportant une cellule blindée et un alvéole d'entreposage divisé en 7 compartiments.


I. - Caractéristiques de l'installation
A. - Limites du domaine de fonctionnement
L'activité totale de l'ensemble des substances radioactives présentes dans l'installation est inférieure à 1,3.1016 Bq pour les émetteurs α et 7,4.1017 Bq pour les émetteurs βγ.
L'installation accueille des conteneurs cylindriques en acier inoxydable, empilés dans 252 râteliers métalliques verticaux.
La durée maximale d'entreposage de chaque conteneur de déchets radioactifs est fixée à 50 ans.
Aucun stockage de déchets radioactifs au sens de l'article L. 542-1-1 du code de l'environnement n'est autorisé à l'intérieur du périmètre de l'installation.
B. - Opérations réalisées dans l'installation
Les principales opérations réalisées dans l'installation sont :


- la réception d'emballages de transport par voie routière ;
- la mise en conditions d'entreposage de conteneurs de déchets radioactifs dans une cellule blindée (vérification des conteneurs, soudage des couvercles et décontamination) ;
- l'entreposage et la surveillance de conteneurs de déchets radioactifs ;
- la reprise de conteneurs de déchets radioactifs entreposés et leur expédition.


II. - Fonctions fondamentales de sûreté
A. - Maîtrise du confinement des substances radioactives
Le fonctionnement de l'installation assure la maîtrise du risque de dissémination dans l'environnement des substances radioactives présentes dans l'installation en fonctionnement normal, incidentel ou accidentel.
Dans les parties de l'installation où le risque de dissémination de substances radioactives existe, leur confinement est assuré par un système de confinement statique et par un système de confinement dynamique.
1° Le système de confinement statique est notamment assuré par :
a) Les conteneurs spécialement conçus pour l'installation.
Leur conception et le respect des spécifications d'acceptation mentionnées au B du IV permettent de limiter le risque de corrosion.
Un plan de surveillance est mis en place afin de surveiller l'état de corrosion des parois des conteneurs et, pour ceux qui en possèdent, de leurs filtres, et le maintien de l'efficacité des filtres en termes d'évacuation de l'hydrogène produit par radiolyse et de rétention des aérosols radioactifs. Ce plan permet également de surveiller l'évolution du contenu des conteneurs de déchets radioactifs potentiellement dégradables, en particulier organo-halogénés.
b) Les parois de l'alvéole d'entreposage et de la cellule blindée.
Un plan de surveillance du vieillissement du génie civil est mis en place.
L'alvéole d'entreposage et la cellule blindée sont entourés de locaux périphériques qui constituent une barrière supplémentaire du système de confinement statique.
2° Le confinement dynamique est assuré par des dispositifs de ventilation qui, en situation normale d'exploitation, maintiennent une cascade de dépression par rapport à la pression atmosphérique adaptée à la prévention de tout événement de dissémination involontaire.
L'air provenant des parties ventilées de l'installation qui présentent un risque de dissémination de substances radioactives est filtré par des dispositifs appropriés comportant des filtres de très haute efficacité et est contrôlé avant d'être rejeté à l'extérieur.
B. - Maîtrise de l'évacuation de la puissance thermique des déchets
La conception du dispositif de refroidissement des compartiments associée à une répartition par compartiments des conteneurs de déchets radioactifs en fonction de leurs caractéristiques thermiques permet de maîtriser les risques liés à la puissance thermique dégagée par l'entreposage des conteneurs de déchets radioactifs.
Les dispositions prises en cas de perte du refroidissement des compartiments conduisent à ne pas dépasser les critères de température maximale dans les conteneurs de déchets radioactifs thermolysables et à la surface des parois des compartiments de l'alvéole d'entreposage et de la cellule. Ces critères sont définis dans les règles générales d'exploitation mentionnées au B du IV.
C. - Maîtrise du risque d'explosion dû aux gaz produits par la radiolyse des déchets
Les conteneurs de déchets radioactifs contenant des substances organiques ainsi que l'installation sont conçus pour éviter tout risque d'explosion des gaz de radiolyse. L'exploitant s'assure que le conditionnement primaire des déchets est réalisé de manière à permettre la maîtrise des risques d'explosion des gaz de radiolyse.
D. - Maîtrise du risque de criticité
Les opérations relatives à la réception des emballages de transport, la mise en conditions d'entreposage des conteneurs de déchets radioactifs et leur entreposage sont réalisées de manière à prévenir le risque de criticité.
Le mode de contrôle de la criticité retenu pour la cellule blindée et l'alvéole d'entreposage est la limitation de la masse de matière fissile par conteneur de déchets radioactifs associée à la géométrie adaptée de ces conteneurs et de l'entreposage de ceux-ci.
E. - Maîtrise du risque d'exposition aux rayonnements ionisants
Le risque d'exposition aux rayonnements ionisants est maîtrisé notamment par la mise en place de protections radiologiques et d'une surveillance des niveaux de contamination atmosphérique et d'irradiation dans les locaux.
III. - Protection de l'installation contre les risques d'origine interne ou induits par son environnement
La conception et l'exploitation de l'installation, et en particulier les exigences définies pour les activités et équipements importants pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement, sont telles que les fonctions fondamentales de sûreté mentionnées au II restent assurées en cas d'événement déclencheur ou de situation plausible de cumul d'événements déclencheurs considérés dans la démonstration de sûreté au sens de l'arrêté du 7 février 2012 susvisé.
A. - Risques liés aux inondations
La conception et l'exploitation de l'installation sont telles que les fonctions de sûreté de l'installation restent assurées pour toute situation de référence pour le risque d'inondation au sens du guide de l'ASN n° 13 relatif à la protection des installations nucléaires de base contre les inondations externes, dans sa version du 8 janvier 2013.
Des dispositions sont prises pour maîtriser le risque de remontée de la nappe phréatique dans le périmètre de l'installation.
B. - Risques liés au séisme
La conception et l'exploitation de l'installation sont telles que les fonctions fondamentales de sûreté mentionnées au II restent assurées en cas de survenue d'un séisme de niveau séisme majoré de sécurité (SMS), défini en application de la règle fondamentale de sûreté 2001-01 relative à la détermination du risque sismique pour la sûreté des installations nucléaires de base de surface, dans sa version en vigueur à la date de publication du présent décret, prenant en compte le paléoséisme et les effets de site. En particulier, les propriétés de confinement des conteneurs et des parois de l'alvéole d'entreposage et de la cellule blindée sont assurées pour ce niveau de séisme.
Des dispositions sont prises, en tant que de besoin, pour prévenir le risque de liquéfaction du sol en cas de séisme.
IV. - Fonctionnement de l'installation
A. - Point zéro
Une cartographie de l'état chimique et radiologique est réalisée à l'intérieur du périmètre de l'installation avant la première introduction de substances radioactives.
B. - Règles générales d'exploitation de l'installation
Les règles générales d'exploitation prévues à l'article 20 du décret du 2 novembre 2007 susvisé précisent les modalités d'exploitation de l'installation en situation normale et en situations incidentelle et accidentelle.
Elles précisent notamment :


- les moyens de protection collective et individuelle du personnel, ainsi que les règles d'usage de ces moyens ;
- les dispositions relatives à la radioprotection, notamment les modalités de surveillance des niveaux de contamination atmosphérique et d'irradiation ;
- les spécifications d'acceptation pour l'entreposage des déchets radioactifs prévues au III de l'article 8.4.2 de l'arrêté du 7 février 2012 susvisé ;
- les modalités de gestion des conteneurs de déchets radioactifs non conformes, à leur arrivée sur l'installation comme pendant la durée de l'entreposage ;
- les modalités de réalisation de la surveillance des conteneurs et, le cas échéant, de leur contenu, mentionnée au A du II. Ces modalités sont adaptées aux types de déchets concernés ;
- les modalités de réalisation de la surveillance du génie civil mentionnée au A du II ;
- les règles de répartition des conteneurs de déchets radioactifs dans l'alvéole d'entreposage.


Les spécifications d'acceptation mentionnées ci-dessus empêchent toute opération irréversible quant à la possibilité de réaliser des colis de déchets radioactifs acceptables par l'installation de stockage à laquelle les déchets sont destinés. Elles sont mises à jour régulièrement pour assurer leur compatibilité avec celles mentionnées au 4° de l'article L. 542-12 du code de l'environnement, ou leurs versions préliminaires pour des installations de stockage en projet.
C. - Gestion des déchets radioactifs entreposés dans l'installation
L'exploitant dispose en permanence d'un inventaire des déchets radioactifs entreposés dans l'alvéole d'entreposage. Il garantit, pendant toute la durée de leur entreposage, l'identification sans équivoque des conteneurs de déchets radioactifs ainsi que l'enregistrement et l'archivage des informations nécessaires à la gestion ultérieure des déchets radioactifs qu'ils contiennent.
La reprise des conteneurs de déchets radioactifs est garantie à tout moment, en particulier par la disponibilité de la cellule blindée et des moyens de manutention ainsi que par l'accessibilité à l'ensemble des conteneurs.
D. - Protection des personnes contre les rayonnements ionisants
L'exploitant communique à l'Autorité de sûreté nucléaire les résultats de la surveillance de la dose annuelle due aux rayonnements ionisants en limite de l'installation.


Pendant toute la durée d'entreposage des conteneurs de déchets radioactifs, l'exploitant dispose d'une installation autorisée pour effectuer des opérations de traitement des conteneurs de déchets radioactifs non conformes. A défaut, il peut les expédier vers une installation autorisée pour effectuer ces opérations sous réserve d'avoir établi une convention avec l'exploitant de cette dernière. L'Autorité de sûreté nucléaire est informée de la signature et de toute évolution notable de cette convention.


Après une période d'entreposage, les conteneurs de déchets radioactifs sont transférés dans une autre installation pour un conditionnement adapté soit à un stockage de surface, soit à un stockage en formation géologique profonde.
Les modalités de conditionnement des déchets radioactifs entreposés dans l'installation en vue de leur stockage en couche géologique profonde tiennent compte de l'évolution potentielle des déchets entreposés et des résultats de la surveillance mentionnée au a du 1° du A du II de l'article 2. Les opérations de conditionnement des déchets radioactifs issus de l'installation en vue de leur stockage sont réalisées dans des délais compatibles avec leur durée d'entreposage dans l'installation. Lors de la mise en service de l'installation prévue à l'article L. 593-11 du code de l'environnement, l'exploitant remet un programme des études à réaliser à l'Autorité de sûreté nucléaire. Lors de chaque réexamen périodique prévu à l'article L. 593-18 du même code, l'exploitant remet à l'Autorité de sûreté nucléaire un bilan d'avancement des études menées.


Le délai de mise en service mentionné à l'article L. 593-8 du code de l'environnement est fixé à 10 ans à compter de la publication du présent décret.


La ministre de l'environnement, de l'énergie et de la mer, chargée des relations internationales sur le climat, est chargée de l'exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.


Fait le 14 juin 2016.


Manuel Valls

Par le Premier ministre :


La ministre de l'environnement, de l'énergie et de la mer, chargée des relations internationales sur le climat,

Ségolène Royal

- au siège de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), 15, rue Louis-Lejeune, 92120 Montrouge ; - à la division territoriale de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), 67-69, avenue du Prado, 13006 Marseille ; - à la préfecture du Gard, 10, avenue Feuchères, 30000 Nîmes.