Arrêté du 12 décembre 2005 relatif aux équipements sous pression nucléaires




Arrêté du 12 décembre 2005 relatif aux équipements sous pression nucléaires

NOR: INDI0506414A
Version consolidée au 23 octobre 2017


Le ministre de l'économie, des finances et de l'industrie et la ministre de l'écologie et du développement durable,
Vu la directive 97/23/CE du Parlement européen et du Conseil du 29 mai 1997 relative au rapprochement des législations des Etats membres concernant les équipements sous pression ;
Vu la directive 98/34/CE du Parlement européen et du Conseil du 22 juin 1998 prévoyant une procédure d'information dans le domaine des normes et réglementations techniques et des règles relatives aux services de la société de l'information, et notamment la notification n° 2005-0369 ;
Vu le code de la santé publique, notamment ses articles L. 1333-1 et R. 1333-1, 8 et 9 ;
Vu le code du travail, notamment ses articles L. 231-1 et R. 231-73 ;
Vu la loi n° 571 du 28 octobre 1943 modifiée relative aux appareils à pression de vapeur employés à terre et aux appareils à pression de gaz employés à terre ou à bord des bateaux de navigation intérieure ;
Vu le décret du 2 avril 1926 modifié portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux ;
Vu le décret du 18 janvier 1943 modifié portant règlement sur les appareils à pression de gaz ;
Vu le décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié relatif aux installations nucléaires ;
Vu le décret n° 99-1046 du 13 décembre 1999 modifié relatif aux équipements sous pression, notamment ses articles 2, 17 et 24 ;
Vu l'arrêté du 26 février 1974 modifié relatif à la construction du circuit primaire principal des chaudières nucléaires à eau ;
Vu l'arrêté du 24 mars 1978 modifié portant réglementation de l'emploi du soudage dans la construction et la réparation des appareils à pression ;
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 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l'exploitation du circuit primaire principal et des circuits secondaires principaux des réacteurs nucléaires à eau sous pression ;
Vu l'arrêté du 21 décembre 1999 relatif à la classification et à l'évaluation de la conformité des équipements sous pression ;
Vu l'arrêté du 15 mars 2000 modifié relatif à l'exploitation des équipements sous pression ;
Vu l'avis en date du 13 janvier 2005 de la Commission centrale des appareils à pression ;
Vu l'avis en date du 2 juin 2005 de la Commission interministérielle des installations nucléaires de base,
Arrêtent :

  • TITRE Ier : DÉFINITIONS, CHAMP D'APPLICATION ET CLASSIFICATION (abrogé)


    I.-En application du IV de l'article 2 du décret du 13 décembre 1999 susvisé, sont dits « équipements sous pression nucléaires » et soumis aux dispositions du présent arrêté, les équipements sous pression spécialement conçus pour des applications nucléaires, dont la défaillance peut donner lieu à des émissions radioactives. Ce sont les équipements sous pression qui réunissent les conditions suivantes :
    -être définis par le I de l'article 2 du décret du 13 décembre 1999, à l'exception de ceux mentionnés aux points a à r du II de son article 2 ;
    -être utilisés ou destinés à l'être dans une installation nucléaire de base autre que celles visées à l'article 17 du décret du 11 décembre 1963 susvisé ;
    -assurer directement, dans les conditions définies pour leur fonctionnement, le confinement de substances radioactives ;
    -conduire en cas de défaillance à un rejet d'activité supérieur à 370 MBq évalué comme précisé au II ci-après.
    Les assemblages permanents sur les parties sous pression d'un équipement sous pression nucléaire, réalisés sous la responsabilité du fabricant, font partie intégrante de cet équipement.
    II.-Le rejet d'activité cité au quatrième tiret du I ci-dessus est évalué comme suit :
    -pour un récipient, le produit de son volume par l'activité volumique du fluide contenu, calculée comme la somme de l'activité volumique due à tous les éléments présents sauf le tritium, l'azote 13, l'oxygène 15 et 19, le fluor 20, 21 et 22, le néon 19 et 23, multipliée par un coefficient 1 et de l'activité volumique due au tritium, à l'azote 13, à l'oxygène 15 et 19, au fluor 20, 21 et 22, au néon 19 et 23, multipliée par un coefficient 1 / 1000 ;
    -pour un accessoire sous pression assurant un isolement sûr, le plus élevé des rejets évalués pour les équipements sous pression nucléaires auxquels il est raccordé ;
    -pour un accessoire de sécurité, le plus élevé des rejets évalués pour les équipements sous pression nucléaires qu'il protège ;
    -pour un équipement autre que ceux mentionnés ci-dessus, le rejet le plus élevé des équipements sous pression nucléaires, à l'exception des accessoires sous pression assurant un isolement sûr, auxquels il est raccordé. Pour l'application du présent alinéa, est dénommée circuit la collection d'une ou plusieurs tuyauteries et d'un ou plusieurs accessoires sous pression n'assurant pas un isolement sûr assemblés entre eux ; le rejet des équipements d'un circuit n'est pas inférieur au plus faible des rejets des équipements auxquels le circuit est raccordé.
    III.-Ne sont pas soumises aux dispositions des articles 3 et suivants du présent arrêté les enceintes de confinement des réacteurs nucléaires et les gaines des combustibles nucléaires.

  • TITRE III : DISPOSITIONS APPLICABLES AUX ÉQUIPEMENTS EN SERVICE


    Les équipements sous pression nucléaires sont soumis aux dispositions des paragraphes II à VIII de l'article 17 du décret du 13 décembre 1999 susvisé en ce qui concerne leur installation, leur mise en service, leur surveillance, leur entretien et leur exploitation. Ces dispositions sont précisées, pour le circuit primaire principal et les circuits secondaires principaux des chaudières nucléaires à eau, par l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé ou, pour les autres équipements sous pression nucléaires, par l'annexe 5 du présent arrêté.

    L'annexe 6 du présent arrêté définit les équipements sous pression nucléaires soumis à une ou plusieurs des opérations de contrôle mentionnées à l'article 18 du décret du 13 décembre 1999 susvisé, ainsi que les règles particulières de réalisation de ces opérations de contrôle.L'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé précise les opérations de contrôle mentionnées à ce même article auxquelles le circuit primaire principal et les circuits secondaires principaux des chaudières nucléaires à eau sont soumis, ainsi que les règles particulières de réalisation de ces opérations de contrôle.

  • TITRE IV : DISPOSITIONS DIVERSES ET TRANSITOIRES
    Article 15 (abrogé) En savoir plus sur cet article...

    I.-(Abrogé).
    II.-Les dispositions de l'article 5 du présent arrêté entrent en vigueur trois ans après leur publication au Journal officiel. Les dispositions du titre III du présent arrêté entrent en vigueur cinq ans après leur publication au Journal officiel.
    Ceux des équipements qui, compte tenu de leurs caractéristiques, n'étaient pas soumis aux visites ou épreuves en application des dispositions du décret du 2 avril 1926 susvisé ou du décret du 18 janvier 1943 susvisé et qui sont soumis, en application du présent arrêté :
    -à inspection périodique, font l'objet de la première inspection avant expiration d'un délai égal à l'intervalle maximal entre deux inspections périodiques compté à partir de l'entrée en vigueur du titre III du présent arrêté ;
    -à requalification périodique, font l'objet de la première requalification périodique avant expiration d'un délai égal à l'intervalle maximal entre deux requalifications périodiques compté à partir de l'entrée en vigueur du titre III du présent arrêté.
    Les dérogations aux dispositions réglementaires en matière d'exploitation des équipements sous pression, accordées en application du décret du 2 avril 1926 ou du décret du 18 janvier 1943 susvisés ou de leurs textes d'application, sont considérées comme des conditions particulières d'application des dispositions du titre III du décret du 13 décembre 1999 susvisé, telles que définies en son article 27, et du titre III du présent arrêté, tant que les équipements sous pression concernés ne font pas l'objet d'une modification importante visant à modifier leur performance, leur destination ou leur type.

    Article 17
    A modifié les dispositions suivantes :


    Le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection est chargé de l'exécution du présent arrêté, qui sera publié au Journal officiel de la République française.

  • Annexes

    INSTALLATION, MISE EN SERVICE, SURVEILLANCE, ENTRETIEN ET EXPLOITATION DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES

    Les dispositions de la présente annexe, à l'exception de celles figurant au 4.2 d, ne sont pas applicables aux équipements sous pression nucléaires suivants :
    -équipements de catégorie 0 ou I et de niveau N2 ou N3 ;

    -équipements de catégories II à IV et de niveau N2 ou N3 prévus pour des liquides dont la pression de vapeur, à la température maximale admissible, est inférieure ou égale à 0,5 bar au-dessus de la pression atmosphérique normale (1 013 mbar).

    1. Informations sur les équipements sous pression nucléaires

    Les informations prévues au II de l'article 17 du décret du 13 décembre 1999 susvisé comprennent les éléments suivants :
    a) Le dossier descriptif qui comporte :
    -la documentation technique utilisée pour l'évaluation de la conformité de l'équipement ou de l'ensemble ;
    -les éventuelles attestations délivrées par l'organisme ou l'organe d'inspection qui a procédé à cette évaluation de la conformité ;
    -la déclaration de conformité établie par le fabricant,
    ou l'état descriptif ainsi que les procès-verbaux ou certificats d'épreuve, si l'équipement a été fabriqué selon les dispositions du décret du 2 avril 1926 ou du décret du 18 janvier 1943 susvisés.

    Ce dossier est complété en tant que de besoin par :
    -les documents attestant le réglage des accessoires de sécurité ;
    -les éléments documentaires permettant de vérifier que les produits utilisés pour l'isolation thermique des équipements et ensembles et les revêtements utilisés à des fins de protection physique ou chimique des équipements et ensembles sont chimiquement neutres vis-à-vis de la paroi des équipements à protéger et que leur tenue mécanique est adaptée aux conditions de service ;

    b) La notice d'instructions fournie par le fabricant ;

    c) Le dossier d'exploitation qui comporte :
    -l'éventuelle attestation de contrôle de mise en service ;
    -les comptes rendus des opérations d'entretien et de surveillance ;
    -les procès-verbaux des requalifications périodiques ;
    -les éléments attestant la réalisation après réparation ou modification de l'évaluation de conformité ou de l'examen mentionné au b du 4.2 de la présente annexe ;
    -la liste des dégradations et défauts constatés précisant le traitement apporté ;
    -la liste des incidents de fonctionnement, en particulier les sollicitations des accessoires de sécurité.

    d) Les éléments attestant que les équipements sous pression sont installés et exploités de façon à respecter en permanence les dispositions pertinentes des points 2.3 à 2.5 et 2.9 à 2.11 de l'annexe I de la directive 2014/68/UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l'harmonisation des législations des Etats membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression. L'Autorité de sûreté nucléaire précise par décision les modalités d'application de cette disposition pour les équipements fabriqués conformément au décret du 2 avril 1926 susvisé ou au décret du 18 janvier 1943.

    2. Entretien et surveillance des équipements sous pression nucléaires

    Les dispositions prévues au III de l'article 17 du décret du 13 décembre 1999 susvisé sont précisées comme suit :
    2.1. L'exploitant définit et met en oeuvre pour chaque équipement sous pression nucléaire un programme des opérations d'entretien et de surveillance. Il comprend pour certains d'entre eux des inspections périodiques effectuées dans les conditions définies au 3 de la présente annexe.

    2.2. Pour les équipements de niveau N1, la mise en oeuvre du programme des opérations d'entretien et de surveillance a pour but d'éviter que des défauts et dégradations ne conduisent à une défaillance de l'équipement. Ce programme prévoit la mise en oeuvre des moyens nécessaires pour connaître la nature, l'origine et l'évolution éventuelle des défauts et dégradations constatés sur les équipements. Les défauts et dégradations sont éliminés sauf justification probante du fait qu'ils ne peuvent pas conduire à une défaillance de l'équipement. Le programme des opérations d'entretien et de surveillance est transmis à l'Autorité de sûreté nucléaire, qui peut formuler des observations, auxquelles l'exploitant est tenu de répondre, et qui peut le faire compléter.

    2.3. Pour les équipements de niveau N2 ou N3, la mise en oeuvre du programme des opérations d'entretien et de surveillance a pour but de maintenir le niveau de sécurité de l'équipement au niveau requis pour la conception. Ce programme peut être remplacé, dans la mesure où l'exploitant dispose d'un service d'inspection reconnu, par un plan d'inspection établi conformément à un guide professionnel accepté par l'Autorité de sûreté nucléaire. Ce plan d'inspection détaille l'ensemble des actions d'inspection mentionnées à l'article 19 du décret du 13 décembre 1999 susvisé. f

    2.4. L'exploitant met à jour le programme des opérations d'entretien et de surveillance chaque fois que nécessaire, compte tenu de l'usage effectif des équipements, de leur évolution éventuelle en exploitation, en particulier de celle des propriétés des matériaux et des défauts et dégradations constatés, ainsi que du retour d'expérience et des résultats des requalifications périodiques.

    2.5. Les essais non destructifs figurant dans le programme des opérations d'entretien et de surveillance ou dans les plans d'inspection sont mis en oeuvre par du personnel qualifié, au degré d'aptitude approprié, approuvé par un organisme habilité à cet effet conformément au titre IV du décret du 13 décembre 1999 susvisé.

    2.6. Les procédés d'essai non destructif employés sur les équipements de catégories I à IV et de niveau N1 font l'objet, préalablement à leur utilisation, d'une qualification prononcée par un organisme accrédité. La qualification vise à démontrer que le procédé atteint les objectifs qui lui sont assignés.


    3. Inspection périodique des équipements sous pression nucléaires

    Les conditions des inspections périodiques mentionnées au 2.1 ci-dessus sont précisées comme suit :
    3.1. L'inspection périodique est réalisée pour les équipements sous pression nucléaires suivants :
    -les récipients et tuyauteries de catégories I à IV et de niveau N1, ainsi que les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés ;
    -les récipients et tuyauteries de catégories II à IV et de niveau N2, ainsi que les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés ;
    -les récipients de catégories II à IV et de niveau N3, ainsi que les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés.

    3.2. L'inspection périodique est réalisée sous la responsabilité de l'exploitant par une personne compétente apte à reconnaître les défauts et dégradations susceptibles d'être rencontrés et à en apprécier la gravité. L'Autorité de sûreté nucléaire peut récuser la personne ayant procédé à l'inspection périodique si elle estime qu'elle ne satisfait pas à ces conditions. La récusation est notifiée à l'intéressé et à l'exploitant.

    3.3. L'intervalle entre deux inspections périodiques ne peut dépasser :
    -12 mois pour les équipements en matériaux autres que métalliques, sauf si ces matériaux font l'objet d'essais de vieillissement réalisés conformément à un cahier des charges accepté par l'Autorité de sûreté nucléaire, auquel cas l'intervalle est porté à 40 mois ;
    -40 mois pour les récipients et les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés ;
    -40 mois pour les tuyauteries de niveau N1 et les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés ;
    -72 mois pour les tuyauteries de niveau N2 et les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés, la somme de deux intervalles consécutifs n'excédant pas 120 mois.

    Toutefois, si l'équipement est en chômage à l'expiration de ce délai, l'inspection périodique peut être différée mais doit précéder la remise en service de l'équipement.

    3.4. L'inspection périodique comprend une vérification extérieure de l'équipement, y compris des assemblages permanents réalisés sur l'équipement, ainsi que des vérifications et des essais de fonctionnement adaptés à la nature et à la fonction des accessoires de sécurité associés à sur l'équipement.

    Pour les récipients, l'inspection périodique comporte également une vérification intérieure, sauf lorsque l'exploitant peut garantir que ces récipients ont été continûment remplis d'un fluide dont les caractéristiques sont telles qu'aucun phénomène de dégradation ne peut se produire. Dans ce cas, la dispense de vérification intérieure doit avoir été préalablement accordée par l'Autorité de sûreté nucléaire sur la base de justifications appropriées.

    Les vérifications extérieures et intérieures portent sur toutes les parties visibles après exécution de toutes les mises à nu et démontage de tous les éléments amovibles. Pour les équipements revêtus extérieurement ou intérieurement, ainsi que pour les équipements munis d'un garnissage intérieur, une partie de ces vérifications peut être remplacée si nécessaire par des examens spécifiques dont la nature et l'étendue tiennent compte des conditions d'exploitation, de surveillance et d'entretien et des conditions d'environnement de chaque équipement et qui sont soumis à l'avis d'un organisme habilité par l'Autorité de sûreté nucléaire. Toute situation entraînant la mise à nu complète ou partielle de la paroi d'un tel équipement sera mise à profit pour procéder à sa vérification.

    Pour les tuyauteries calorifugées de niveau N2 et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, les inspections périodiques peuvent se limiter aux zones jugées les plus vulnérables aux dégradations, sous réserve que les programmes des opérations d'entretien et de surveillance prévoient des dispositions spécifiques de surveillance concernant les autres zones, de nature à assurer leur vérification extérieure partielle ; le choix des zones jugées les plus vulnérables ainsi que les dispositions spécifiques concernant les autres zones et la périodicité de mise en oeuvre de ces dispositions spécifiques de surveillance sont validés par un organisme habilité par l'Autorité de sûreté nucléaire.

    3.5. L'inspection périodique donne lieu à l'établissement d'un compte rendu mentionnant les dates et les résultats des opérations effectuées. Ce compte rendu est signé par la personne qui a procédé à l'inspection périodique et par l'exploitant. Dans le cas où l'inspection périodique met en évidence une altération du niveau de sécurité d'un équipement, la remise en service de cet équipement est subordonnée au résultat favorable d'une nouvelle inspection périodique réalisée dans les mêmes conditions mais dont la portée peut être limitée aux seules parties concernées par cette altération.

    4. Installation et exploitation des équipements sous pression nucléaires

    4.1. Les dispositions prévues aux IV et V de l'article 17 du décret du 13 décembre 1999 susvisé sont précisées comme suit :
    a) Les assemblages permanents sur un équipement sous pression nucléaire, réalisés après l'évaluation de sa conformité, le sont sous la responsabilité de l'exploitant conformément aux prescriptions techniques définies au titre II de l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires, à l'exception de l'épreuve pour la vérification finale ;

    b) Les tuyauteries sont repérées de façon à permettre leur identification et équipées de tous les accessoires nécessaires à leur bonne exploitation (notamment purges et évents).

    4.2. Les dispositions prévues au VII de l'article 17 du décret du 13 décembre 1999 susvisé sont complétées comme suit :
    a) Toute réparation ou modification susceptible d'avoir une incidence sur la conformité de l'équipement aux exigences définies à l'article R557-12-4 du code de l'environnement est dénommée notable. Les critères définissant les réparations et modifications notables sont précisés dans un guide professionnel soumis à l'acceptation de l'Autorité de sûreté nucléaire. Ce guide peut prévoir que, dans certains cas, l'essai de résistance à la pression de la vérification finale soit remplacé par des essais non destructifs ou des vérifications appropriés. L'évaluation de conformité réalisée en application du VII de l'article 17 du décret du 13 décembre 1999 susvisé est réalisée à la demande de l'exploitant, qui assume la responsabilité de la conception et de la fabrication de la réparation ou de la modification, par un organisme, par application de dispositions équivalentes à l'application des modules G, B + F ou B1 + F de l'annexe 2 du décret du 13 décembre 1999 susvisé. Elle peut ne concerner que la partie réparée ou modifiée. A l'issue de cette évaluation de conformité, l'exploitant établit et signe une déclaration de conformité, par laquelle il atteste la conformité de l'équipement.

    b) Dans les autres cas, l'évaluation de conformité est remplacée par l'examen par l'exploitant des documents d'accompagnement relatifs à la réparation ou la modification, la réalisation d'une inspection visuelle et des essais non destructifs adaptés, qui peuvent se limiter aux parties réparées ou modifiées.

    c) Un équipement fabriqué selon les dispositions du décret du 2 avril 1926 susvisé ou du décret du 18 janvier 1943 susvisé et de leurs textes d'application peut faire l'objet de réparations et de modifications conformément aux dispositions techniques définies par le décret applicable et ses textes d'application. Les dispositions des articles 9,10 et 12 de l'arrêté du 24 mars 1978 susvisé seront réputées satisfaites si :
    -les modes opératoires sont approuvés par un organisme habilité à cet effet conformément au titre IV du décret du 13 décembre 1999 susvisé ;
    -le personnel en charge des contrôles est approuvé par un organisme habilité à cet effet conformément au titre IV du décret du 13 décembre 1999 susvisé ;
    -les soudeurs et opérateurs sont approuvés en qualité de personnel chargé des assemblages permanents par un organisme habilité à cet effet conformément au titre IV du décret du 13 décembre 1999 susvisé.

    Les dispositions du 6.3 de l'annexe 3 de l'arrêté du 24 mars 1978 sont réputées satisfaites si un procédé de contrôle volumique approprié à la détection des défauts pouvant être engendrés lors des opérations de réparation ou de modification est mis en œuvre.

    d) Les réparations et modifications des équipements de catégorie 0 ou I et de niveau N2 ou N3 et des équipements de catégorie II à IV et de niveau N2 ou N3 prévus pour des liquides dont la pression de vapeur, à la température maximale admissible, est inférieure ou égale à 0,5 bar au-dessus de la pression atmosphérique normale (1013 mbar) sont réalisées dans les conditions du b ci-dessus.

    CONTRÔLES DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES EN SERVICE

    Les dispositions de la présente annexe ne sont pas applicables aux équipements sous pression nucléaires de niveffau N2 ou N3 prévus pour des liquides dont la pression de vapeur, à la température maximale admissible, est inférieure ou égale à 0,5 bar au-dessus de la pression atmosphérique normale (1 013 mbar).

    Les équipements sous pression nucléaires auxquels les dispositions de la présente annexe s'appliquent sont mentionnés aux 1.1 et 2.1 ci-après. Les opérations de contrôle qui suivent sont réalisées, conformément à l'article 18 du décret du 13 décembre 1999 susvisé, par un organisme mentionné au a du 11° de l'article R557-4-2 habilité pour le suivi en service des équipements sous pression nucléaires, sauf si leur réalisation a été autorisée sous la direction d'un service d'inspection reconnu conformément à l'article 19 du décret du 13 décembre 1999 susvisé et autorisé par l'Autorité de sûreté nucléaire.

    1. Contrôle de mise en service des équipements
    sous pression nucléaires

    1.1. Les équipements sous pression nucléaires de catégories I à IV et de niveau N1 ainsi que ceux de catégorie IV et de niveau N2, à l'exception des accessoires de sécurité de catégorie IV associés à des équipements sous pression nucléaires de catégorie 0 et de niveau N1 ou de catégorie 0, I, II ou III et de niveau N2, sont soumis au contrôle de mise en service prévu à l'article 18 du décret du 13 décembre 1999 susvisé. Une même opération de contrôle peut porter sur plusieurs équipements sous pression nucléaires.

    1.2. Ce contrôle comprend :
    -le contrôle du respect des dispositions relatives à l'installation des équipements sous pression nucléaires ;
    -la vérification de l'existence des déclarations de conformité ;
    -la vérification du fonctionnement des accessoires de sécurité ;
    -la vérification de l'existence de programmes des opérations d'entretien et de surveillance ;
    -la vérification que les programmes des opérations d'entretien et de surveillance prévus peuvent être mis en oeuvre ;
    -la vérification que cette mise en oeuvre respecte les principes et les règles de radioprotection définis par le code de la santé publique et par le code du travail.

    L'organisme habilité par l'Autorité de sûreté nucléaire ou le service d'inspection reconnu et autorisé par l'Autorité de sûreté nucléaire remet à l'exploitant une attestation de contrôle de mise en service. L'exploitant adresse une copie de cette attestation à l'Autorité de sûreté nucléaire.

    Lorsqu'un équipement fixe fait l'objet d'une nouvelle installation, le contrôle de mise en service doit être renouvelé et complété par une inspection réalisée selon les modalités de l'inspection de requalification périodique prévue au 2.4 de la présente annexe.

    2. Requalification périodique des équipements
    sous pression nucléaires

    2.1. Les équipements sous pression nucléaires suivants sont soumis à la requalification périodique prévue à l'article 18 du décret du 13 décembre 1999 susvisé :
    -les équipements de catégories I à IV et de niveau N1 ;
    -les récipients de catégories II à IV et de niveau N2 ou N3 et les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés ;
    -les tuyauteries de catégorie III et de niveau N2 ou N3 et les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés.

    2.2. Sauf aménagement autorisé par l'Autorité de sûreté nucléaire, l'intervalle maximal entre deux requalifications périodiques est fixé à :
    -2 ans pour les équipements en matériaux autres que métalliques. Cet intervalle est porté à 5 ans si des essais de vieillissement des matériaux ont été effectués conformément à un cahier des charges accepté par l'Autorité de sûreté nucléaire ;
    -5 ans pour les équipements contenant un fluide fluide toxique (toxicité aiguë par voie orale : catégories 1 et 2, toxicité aiguë par voie cutanée : catégories 1 et 2, toxicité aiguë par inhalation : catégories 1,2 et 3, ou toxicité spécifique pour certains organes cibles-exposition unique : catégorie 1), ou un fluide corrosif vis-à-vis des parois de l'équipement ;
    -10 ans pour les autres équipements.

    2.3. Sauf modalités particulières autorisées par l'Autorité de sûreté nucléaire, la requalification périodique d'un équipement comprend les opérations suivantes :
    -une inspection de requalification périodique ;
    -une épreuve qui prend normalement la forme d'une épreuve hydraulique ou, pour les équipements qui ne doivent pas contenir d'eau, une épreuve de résistance effectuée avec un fluide autre que l'eau ;
    -la vérification des accessoires de sécurité qui le protègent.
    Ces opérations sont décrites ci-dessous.

    2.4. L'inspection de requalification périodique comprend :
    -une vérification intérieure et une vérification extérieure de l'équipement, y compris des assemblages permanents réalisés sur l'équipement et des accessoires sous pression installés sur l'équipement ; pour les tuyauteries et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, la vérification intérieure peut être remplacée par des essais non destructifs adaptés réalisés selon un programme accepté par l'organisme ou le service d'inspection reconnu qui réalise l'inspection de requalification ;
    -une vérification de l'existence et de l'adéquation des documents prévus au 1 de l'annexe 5 ;
    -tout examen ou essai complémentaire jugé utile par l'organisme ou le service d'inspection reconnu.

    Elle porte sur toutes les parties visibles après exécution de toutes les mises à nu et démontage de tous les éléments amovibles.
    Pour les tuyauteries calorifugées de niveau N2 et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, lorsque l'exploitant fait application, pour les inspections périodiques, du dernier alinéa du 3.4 de l'annexe 5, l'inspection de requalification périodique peut se limiter aux zones jugées les plus vulnérables aux dégradations ; lorsque l'exploitant dispose d'un service d'inspection reconnu, l'inspection de requalification périodique peut se limiter aux zones jugées les plus vulnérables aux dégradations, la définition de ces zones étant approuvée par ce service d'inspection reconnu.

    Pour les tuyauteries calorifugées de niveau N3 et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, l'inspection de requalification périodique peut se limiter aux zones jugées les plus vulnérables aux dégradations. La définition de ces zones est approuvée par un organisme indépendant habilité et accepté ou par le service d'inspection reconnu et autorisé par l'Autorité de sûreté nucléaire de l'exploitant.

    2.5. L'épreuve est réalisée au vu des résultats favorables de l'inspection.

    Elle consiste à maintenir l'équipement à une pression égale à 120 % de la pression maximale admissible PS.
    La pression est maintenue pendant le temps nécessaire à l'examen complet des parois de l'équipement. L'épreuve est satisfaisante si l'équipement n'a pas fait l'objet de fuite pendant la durée de l'épreuve et ne présente pas de déformation rémanente visible par examen visuel direct.

    Pour les récipients à plusieurs compartiments, l'épreuve est réalisée sur tous les compartiments dont la pression maximale admissible est supérieure à 0,5 bar.

    Les tuyauteries de niveau N2 et les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés font l'objet soit d'une épreuve, soit d'un test global, éventuellement en service, apportant le même niveau d'information sur le niveau de sécurité de l'équipement que celui résultant d'une épreuve réalisée sur la tuyauterie décalorifugée.

    Les tuyauteries de niveau N3 et les accessoires de sécurité et accessoires sous pression qui y sont raccordés ou qui leur sont associés sont dispensées de l'épreuve de requalification périodique.

    2.6. La vérification des accessoires de sécurité comporte les opérations nécessaires à garantir :
    -leur présence ;
    -leur conformité aux états descriptifs ou aux notices d'instructions des équipements qu'ils protègent ;
    -leur aptitude à assurer leur fonction de protection contre le dépassement des limites admissibles.

    2.7. A l'issue des opérations de requalification, l'organisme indépendant habilité et accepté ou le service d'inspection reconnu et autorisé par l'Autorité de sûreté nucléaire appose son poinçon sur l'équipement sous pression nucléaire concerné.

    Les opérations de requalification périodique font l'objet d'un procès-verbal, rédigé et signé par le représentant de l'organisme indépendant habilité et accepté ou du service d'inspection reconnu, par lequel il est attesté que ces opérations ont été réalisées. Sont joints à ce procès-verbal les comptes rendus détaillés des opérations effectuées mentionnant les procédés utilisés, les constatations faites, en particulier les défauts relevés, et les mesures prises à la suite de ces constatations.

    Ce procès-verbal est remis sans délai à l'exploitant.

    L'exploitant révise son programme des opérations d'entretien et de surveillance pour prendre en compte les constatations faites lors de la requalification.


Fait à Paris, le 12 décembre 2005.


Le ministre de l'économie,

des finances et de l'industrie,

Pour le ministre et par délégation :

Le directeur général de la sûreté nucléaire

et de la radioprotection,

A.-C. Lacoste

La ministre de l'écologie

et du développement durable,

Pour la ministre et par délégation :

Le directeur général de la sûreté nucléaire

et de la radioprotection,

A.-C. Lacoste