Avis n° 2015-AV-0244 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 12 novembre 2015 sur le projet de décret 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° 65



Avis n° 2015-AV-0244 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 12 novembre 2015 sur le projet de décret 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: ASNP1527687V
ELI: Non disponible


L'Autorité de sûreté nucléaire,
Vu le code de l'environnement, notamment le chapitre II du titre IV et le titre IX de son livre V ;
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 le décret n° 2013-1304 du 27 décembre 2013, pris pour application de l'article L. 542-1-2 du code de l'environnement et établissant les prescriptions du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs ;
Vu l'arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales applicables aux installations nucléaires de base ;
Vu la décision n° 2010-DC-0179 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 13 avril 2010 instituant une procédure d'audition des exploitants d'installations nucléaires de base et des commissions locales d'information avant l'adoption de certains avis ou décisions ;
Vu la règle fondamentale de sûreté n° 1.1.a du 7 octobre 1992 relative à la prise en compte des risques liés aux chutes d'avions dans les installations nucléaires de base autres que les réacteurs, à l'exception des installations destinées au stockage à long terme des déchets radioactifs ;
Vu l'avis n° 2008-AV-0055 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 1er juillet 2008 portant sur le dossier d'options de sûreté (DOS) de la future installation d'entreposage de déchets irradiants ou alpha et de démantèlement (DIADEM) déposé par le Commissariat à l'énergie atomique ;
Vu les courriers CODEP-DRC-2015-038445 et CODEP-DRC-2015-038443 du 7 octobre 2015 proposant respectivement à la commission locale d'information de Marcoule-Gard et à l'exploitant d'être entendus par le collège de l'ASN avant que celui-ci ne rende son avis au Gouvernement ;
Vu la demande du CEA présentée le 27 avril 2012, mise à jour le 31 mai 2013, relative à la demande d'autorisation de création de l'installation nucléaire de base DIADEM ;
Vu le courrier CEA CAB/AG/2015-154 du 16 juin 2015 relatif aux objectifs prioritaires de sûreté du CEA ;


Saisie par la ministre de l'écologie, du développement durable et de l'énergie d'un projet de décret 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) ;
Ayant entendu le 29 octobre 2015 les représentants du CEA et de la Commission locale d'information de Marcoule-Gard ;
Considérant que la stratégie de gestion des déchets radioactifs du CEA est fondée sur la mutualisation des moyens de traitement et d'entreposage des déchets solides et liquides de ses différents centres ;
Considérant que l'installation DIADEM a été notamment conçue pour permettre l'entreposage de déchets solides de moyenne activité à vie longue (MA-VL) hautement irradiants ; que ce sont des déchets ultimes au sens de l'article L. 542-1-1 du code de l'environnement et qu'ils ne peuvent être stockés en surface pour des raisons de sûreté nucléaire et de radioprotection ; qu'en application de l'article L. 542-1-2 du code de l'environnement, ces déchets sont destinés - après entreposage - à un stockage en couche géologique profonde ;
Considérant que cette installation a été également conçue pour permettre l'entreposage de déchets solides de faible et moyenne activité à vie courte (FMA-VC) dont les caractéristiques - et notamment le débit de dose - ne permettent pas l'acceptation en l'état dans une installation de stockage de surface ; que, après un entreposage pendant plusieurs années, ces déchets pourront être acceptés dans une telle installation ; qu'ils sont donc destinés à être stockés dans le centre de stockage de l'Aube (INB n° 149) ou une installation équivalente ;
Considérant ainsi que cette installation complète les fonctionnalités de l'installation nucléaire de base n° 164 (CEDRA), également exploitée par le CEA, dédiée à l'entreposage de déchets solides de moyenne activité à vie longue (MA-VL), faiblement et moyennement irradiants ;
Considérant en conséquence que cette installation joue un rôle important dans la stratégie de gestion des déchets radioactifs solides de moyenne activité à vie longue (MA-VL) et de faible et moyenne activité à vie courte (FMA-VC) du CEA et que, à ce titre, sa création et sa mise en service permettront de mener à bien les opérations de reprise et conditionnement de déchets anciens qu'il détient (en particulier sur le centre de Fontenay-aux-Roses) et de démantèlement de certaines de ses installations, en particulier la centrale PHENIX (INB n° 71) ;
Considérant que le CEA a annoncé par le courrier du 16 juin 2015 susvisé son intention de déposer le dossier de demande d'autorisation de mise en service de l'installation DIADEM au plus tard au premier semestre 2019, nonobstant le délai de mise en service de dix ans dont il a demandé l'inscription dans le décret d'autorisation de création ;
Considérant qu'un éventuel retard de ce dépôt pourrait remettre en cause le calendrier de réalisation des opérations susmentionnées et qu'il appartiendrait au CEA de prendre alors des mesures compensatoires ;
Considérant que les colis de déchets radioactifs qui seront entreposés dans cette installation devront respecter des spécifications d'acceptation pour l'entreposage qui seront définies par le CEA en application du III de l'article 8.4.2 de l'arrêté du 7 février 2012 susvisé ; que le projet de décret définit au IV-2 de son article 2 certaines caractéristiques que ces spécifications devront préciser pour assurer la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement ;
Considérant que cette installation n'est pas conçue pour réaliser les opérations de reconditionnement de colis de déchets radioactifs au cours de leur entreposage qui pourraient s'avérer nécessaires si le programme de surveillance identifie des cas de dégradation de leurs propriétés ; que la sûreté de cet entreposage repose donc également sur la disponibilité d'une installation autorisée à réaliser ces opérations ; que le projet de décret prévoit à son article 3 et au IV-3 de son article 2 des dispositions permettant de s'assurer de cette disponibilité ;
Considérant qu'environ le quart des déchets destinés à l'installation sont déjà produits, pré-conditionnés et entreposés dans des installations existantes et que les autres déchets seront issus du démantèlement d'installations et seront donc produits dans les années à venir ; que les exigences sur la qualité du conditionnement de ces déchets à produire peuvent être renforcées par rapport à celles portant sur des déchets déjà pré-conditionnés ;
Considérant que le CEA a retenu, pour l'ensemble des conteneurs de déchets radioactifs destinés à l'installation, un mode de conditionnement sans blocage afin de pouvoir adapter, à l'issue de la période d'entreposage, le conditionnement des déchets aux spécifications d'acceptation des installations de stockage destinatrices mentionnées au 5° de l'article L. 542-12 du code de l'environnement ; que l'installation DIADEM n'est pas conçue pour permettre ces opérations de conditionnement ; que les conteneurs entreposés dans l'installation devront donc être transférés dans une autre installation ; qu'il convient donc de prescrire la réalisation d'études sur les modalités de conditionnement qui seront mises en œuvre ; que le résultat de ces études pourra conduire à adapter les modalités de conditionnement des futurs colis destinés à DIADEM ; que le programme des études à réaliser devra être transmis avant la mise en service de l'installation ;
Considérant que le dimensionnement de l'installation au regard des agressions internes et externes est, à ce stade de l'instruction, considéré conforme aux exigences attendues par l'ASN sur des installations neuves ; que cette conformité sera à nouveau examinée avant la mise en service de l'installation sur la base d'études approfondies faites par l'exploitant tenant compte notamment de l'installation telle que construite ;
Considérant que, concernant la prise en compte du risque de chute d'avion, la démonstration de sûreté du CEA est compatible avec les dispositions de la règle fondamentale de sûreté du 7 octobre 1992 susvisée ; que les conclusions de cette évaluation ont conduit à dispenser le CEA d'apporter la démonstration du dimensionnement de son installation à la chute d'avion en application de la règle fondamentale susmentionnée ; que, toutefois, le CEA n'a pas tenu compte, dans son évaluation probabiliste de ce risque, d'une extension possible des bâtiments d'entreposage bien que des dispositions aient été prises à cet effet au niveau de la conception du génie civil ;
Considérant en conséquence que, dans l'hypothèse où il souhaiterait procéder à une extension substantielle des capacités d'entreposage de l'installation, le CEA devrait - sans préjudice de l'application des procédures de modifications prévues à l'article L. 593-14 du code de l'environnement - réévaluer les probabilités susmentionnées et, le cas échéant, apporter la démonstration de la prise en compte du risque de chute d'avion dans le dimensionnement de son installation y compris son extension ;
Considérant que l'enjeu principal de l'installation consiste à maintenir la qualité de confinement des conteneurs de déchets radioactifs, surveiller les conteneurs et pouvoir les reprendre à tout moment ;
Considérant, à la suite à l'audition du CEA du 29 octobre 2015, que la population de conteneurs de déchets dont l'évolution du contenu est à surveiller peut être précisée au a) du 1° du II.1 de l'article 2 du projet de décret, afin de ne viser que les conteneurs de déchets radioactifs potentiellement dégradables, en particulier organo-halogénés,
Rend un avis favorable au projet de décret dans sa rédaction annexée au présent avis et propose les modifications suivantes :


- remplacer au a) du 1° du II.1. de l'article 2 les mots : « selon la catégorie des déchets qu'ils contiennent » par les mots : « de déchets radioactifs potentiellement dégradables, en particulier organo-halogénés » ;
- ajouter, à la fin de la première phrase du deuxième alinéa de l'article 4, les mots : « en tenant compte de l'évolution potentielle des déchets entreposés et des résultats de la surveillance mentionnée au a) du 1° du II.1. de l'article 2 » ;
- remplacer la dernière phrase de l'article 4 par : « A l'occasion 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. A l'occasion de chaque réexamen périodique prévu à l'article L. 593-18 du même code, l'exploitant remet un bilan d'avancement des études menées. »


Le collège de l'Autorité de sûreté nucléaire (*),


(*) Commissaires présents en séance.

  • Annexe


    ANNEXE
    À L'AVIS NO 2015-AV-0244 DE L'AUTORITÉ DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE DU 12 NOVEMBRE 2015 SUR LE PROJET DE DÉCRET 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)


    Projet de décret dont a été saisie l'ASN
    Décret du ... 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 : ...


    Le Premier ministre,
    Sur le rapport de la ministre de l'écologie, du développement durable et de l'énergie,
    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 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 XXX,
    Décrète :


    Article 1er


    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 et/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 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.


    Article 2
    I. - Caractéristiques de l'installation
    I.1. 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.


    I.2. 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
    II.1. 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 deux systèmes, fondés sur deux modes de confinement, statique et 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 IV.2 du présent article permettent de limiter le risque de corrosion des conteneurs.
    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 de surveillance permet également de surveiller l'évolution du contenu des conteneurs selon la catégorie des déchets qu'ils contiennent.
    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, par rapport à la pression atmosphérique, une cascade de dépression 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 à travers des dispositifs appropriés comportant des filtres de très haute efficacité et est contrôlé avant d'être rejeté à l'extérieur.


    II.2. Maîtrise de l'évacuation de la puissance thermique des déchets


    La conception du dispositif de refroidissement des compartiments associée à une répartition par compartiment 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 IV.2 du présent article.


    II.3. 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.


    II.4. 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.


    II.5. 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 du présent article 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.


    III.1. 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.


    III.2. Risques liés au séisme


    La conception et l'exploitation de l'installation sont telles que les fonctions fondamentales de sûreté mentionnées au II du présent article 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
    IV.1. 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.


    IV.2. 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.
    Ces règles générales d'exploitation 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 la surveillance de l'évolution des conteneurs et, le cas échéant, de leur contenu mentionnée à l'article II-1. Ces modalités sont adaptées aux types de déchets concernés ;
    - les modalités de la surveillance du génie civil mentionnée à l'article II-1. ;
    - les règles de répartition des conteneurs de déchets radioactifs dans l'alvéole d'entreposage.


    Les spécifications d'acceptation mentionnées ci-dessus sont établies de telle manière qu'elles garantissent l'absence d'opérations irréversibles vis-à-vis de la possibilité de réaliser des colis de déchets radioactifs acceptables par l'installation de stockage à laquelle les déchets sont destinés. A ce titre, ces spécifications sont mises à jour régulièrement pour assurer au mieux leur compatibilité avec les spécifications 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.


    IV.3. Gestion des déchets radioactifs entreposés dans l'installation


    A tout instant, l'exploitant dispose 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 physique 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.


    IV.4. 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.


    Article 3


    Afin que des opérations de traitement de conteneurs de déchets radioactifs non conformes soient réalisables pendant toute leur durée d'entreposage, l'exploitant dispose, pendant cette période, d'une installation autorisée à réaliser ces opérations. Dans le cas où il n'en serait pas l'exploitant, un accord relatif à la réalisation de ces opérations est formalisé avec l'exploitant de cette installation par une convention dont l'ASN est informée de la signature et de toute évolution notable.


    Article 4


    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 permettant le conditionnement des déchets radioactifs entreposés dans l'installation en vue de leur stockage en couche géologique profonde sont étudiées. 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. A l'occasion de la mise en service de l'installation prévue à l'article L. 593-11 du code de l'environnement et à l'occasion de chaque réexamen périodique prévu à l'article L. 593-18 du même code, l'exploitant remet un bilan d'avancement des études menées.


    Article 5


    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 au Journal officiel de la République française.


    Article 6


    La ministre de l'écologie, du développement durable et de l'énergie est chargée de l'exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.
    Fait le ....
    Par le Premier ministre :
    La ministre de l'écologie, du développement durable et de l'énergie,
    Ségolène Royal


    (1) Ce plan peut être consulté :
    - 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.