Décret n° 2010-510 du 18 mai 2010 autorisant Electricité de France à procéder aux opérations de démantèlement de l'installation nucléaire de base n° 46 constituée par les installations dénommées centrales A1 et A2 du centre nucléaire de production d'électricité de Saint-Laurent située sur le territoire de la commune de Saint-Laurent-Nouan (Loir-et-Cher)

NOR : DEVP1003764D
ELI : https://www.legifrance.gouv.fr/eli/decret/2010/5/18/DEVP1003764D/jo/texte
Alias : https://www.legifrance.gouv.fr/eli/decret/2010/5/18/2010-510/jo/texte
JORF n°0115 du 20 mai 2010
Texte n° 1

Version initiale


Le Premier ministre,
Sur le rapport du ministre d'Etat, ministre de l'écologie, de l'énergie, du développement durable et de la mer, en charge des technologies vertes et des négociations sur le climat, 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 2 juillet 1964 déclarant d'utilité publique les travaux de construction par EDF de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux et de ses ouvrages annexes (Loir-et-Cher) ;
Vu le décret du 22 novembre 1968 autorisant EDF à créer une centrale nucléaire à Saint-Laurent-des-Eaux (Loir-et-Cher) ;
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 2 février 1999 modifié autorisant Electricité de France à poursuivre les prélèvements d'eau et rejets d'effluents liquides et gazeux pour l'exploitation du site nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux ;
Vu la demande présentée le 11 octobre 2006 par Electricité de France, le dossier joint à cette demande et les compléments produits pendant l'instruction les 17 janvier 2007, 25 juin 2009 et 28 août 2009 ;
Vu les résultats de l'enquête publique qui s'est déroulée du 26 janvier 2007 au 26 février 2007 ;
Vu l'avis émis par la commission consultative des installations nucléaires de base lors de sa séance du 9 septembre 2009 ;
Vu l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire en date du 5 janvier 2010,
Décrète :


  • I. ― En sa qualité d'exploitant des centrales Saint-Laurent A1 et A2, ci-après dénommées le réacteur « A1 » et le réacteur « A2 », du centre nucléaire de production d'électricité de Saint-Laurent, installation nucléaire de base n° 46, située à Saint-Laurent-Nouan (Loir-et-Cher), ci-après dénommée « l'installation », Electricité de France est autorisée à procéder aux opérations de démantèlement de ladite installation, 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 présent décret (1).
    Chacun des réacteurs A1 et A2 constituant l'installation nucléaire de base n° 46 est composé :
    ― d'une « nef pile », abritant le caisson réacteur ;
    ― d'un « bâtiment du combustible irradié » (BCI) abritant notamment les sas ayant servi au transit du combustible en période d'exploitation ;
    ― d'un « hall piscines », abritant les piscines de désactivation utilisées en période d'exploitation ;
    ― de « bâtiments accolés », abritant divers locaux comprenant notamment les circuits de détection de rupture de gaine ou les systèmes de dessiccation.
    L'INB n° 46 comprend également à l'état initial du démantèlement :
    ― un « bâtiment d'intervention et de conditionnement et la station de conditionnement des effluents » (BIC-SCE) ;
    ― un « bâtiment de stockage chaud » (BSC), qui abritera l'installation de découplage et de transit (IDT) des colis de faible et moyenne activités (FA/MA), en période de démantèlement ;
    ― un bâtiment « ateliers et magasins », qui abritera l'IDT des colis de très faible activité (TFA) ;
    ― des bâtiments d'accès centralisés, abritant les vestiaires et les équipements de contrôle du personnel.
    III. - Après démantèlement de l'installation, l'état final visé est un terrain pouvant être utilisé à des fins industrielles.


  • I. - Les étapes du démantèlement.
    Les opérations autorisées par le présent décret sont divisées en quatre étapes :
    Etape 1 : démantèlement des locaux à réaménager pour le réacteur A2 :
    ― travaux préalables ou complémentaires au démantèlement ;
    ― travaux d'aménagement de chantiers de démantèlement ;
    ― démantèlement des installations électromécaniques situées autour du caisson réacteur de A2, afin de permettre l'installation d'équipements nécessaires aux étapes ultérieures ;
    ― caractérisation radiologique des installations à démanteler pendant les étapes ultérieures.
    Ce démantèlement concerne la nef pile, le bâtiment combustible irradié, une partie des locaux accolés et le hall piscine.
    Etape 2 : démantèlement des locaux à réaménager pour le réacteur A1 :
    ― opérations de démantèlement identiques à celles de l'étape 1 pour ce qui concerne le réacteur A1.
    Etape 3 : élimination du risque radiologique des caissons pour les réacteurs A1 et A2 :
    ― phase 1 : préparation du site et des locaux, traitement des déchets d'exploitation ;
    ― phase 2 : démantèlement des internes des caissons des réacteurs :
    ― mise en eau des caissons et tests d'étanchéité ;
    ― ouverture des blocs tubulaires supérieurs ;
    ― démantèlement des structures internes des caissons ;
    ― phase 3 : assainissement du génie civil.
    Etape 4 : démolition des bâtiments et réhabilitation du site.
    II. - La durée des opérations de démantèlement.
    L'ensemble des travaux conduisant à l'état final visé après démantèlement de l'installation, décrit au III de l'article 1er, sont réalisés avant la fin de 2031.
    III. - Les points d'arrêt.
    L'engagement des opérations suivantes de l'étape 3 mentionnée au I du démantèlement fait l'objet d'une autorisation préalable de l'Autorité de sûreté nucléaire :
    ― évacuation des déchets d'exploitation contenus dans les caissons ;
    ― travaux d'installation des ateliers de traitement des déchets ;
    ― mise en eau et ouverture du premier caisson ;
    ― démantèlement des internes inférieurs.
    A ce titre, l'exploitant transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire une étude de sûreté spécifique à chacune de ces opérations.
    IV. - Les opérations d'assainissement.
    Les opérations d'assainissement des bâtiments nucléaires et des sols prévues aux étapes 3 et 4 mentionnées 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 nucléaires et dans les six mois à compter de la fin de l'étape 3 mentionnée 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 événements, les difficultés rencontrées et le bilan relatif aux déchets produits ;
    ― les éléments montrant la réalisation de l'assainissement recherché en matière d'état radiologique des bâtiments.
    Dans les six mois suivant la fin des opérations de l'étape 4 mentionnée 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.
    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 et contrôlé aux points de rejet vers l'extérieur à travers des dispositifs appropriés dont les dispositions de surveillance sont précisées préalablement à leur mise en œuvre.
    Dans le cas particulier des installations de découplage et de transit des déchets de très faible activité et de faible et moyenne activité, des dispositions adaptées aux risques liés à l'incendie, à l'exposition externe des intervenants et du public et à la manutention sont prises et un confinement adapté des substances radioactives est assuré.
    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. ― Tenue des structures internes des caissons.
    L'exploitant transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire, avant la fin de l'année 2013, un dossier réévaluant la tenue des structures internes des caissons.
    II-2. ― 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 dans 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-3. ― 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 de séisme, 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 procéder aux opérations de démantèlement susvisée et ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des dispositions du présent décret. Il informe l'Autorité de sûreté nucléaire de ces projets 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 de 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 démantèlement possède les aptitudes professionnelles et la formation particulière requises en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection.
    III-2. ― Les dispositions relatives aux manutentions.
    Les opérations effectuées dans l'installation sont conduites de manière à réduire le risque de chute de charges et à en limiter les conséquences.
    III-3. ― Les dispositions relatives au transport.
    Les emballages de transport et les conteneurs de substances radioactives font l'objet de contrôles d'absence de contamination et de contrôles de débit de dose à leur réception sur le site de Saint-Laurent et avant leur expédition hors du site.
    S'agissant des transports internes au site de Saint-Laurent, les procédures de contrôle d'Electricité de France s'appliquent.
    III-4. ― Les obligations préalables aux opérations de démantèlement.
    Dans le respect des principes de radioprotection prévus par le code de la santé publique, préalablement à l'ouverture d'un chantier relatif aux opérations de démantèlement, 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 2 février 1999 susvisé qui pourra être modifié par des décisions de l'Autorité de sûreté nucléaire conformément à l'article 69 du décret du 2 novembre 2007 susvisé.
    L'exploitant dispose des moyens nécessaires pour 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 démantèlement, et optimise leur gestion.
    Les déchets résultant des opérations de démantèlement sont triés par nature et par catégorie de nuisance chimique ou radioactive en vue de faciliter leur traitement, leur valorisation par réemploi ou recyclage, leur conditionnement et leur stockage ultérieur dans des centres autorisés.
    L'exploitant prend toutes les dispositions appropriées pour réduire autant qu'il est possible, à des conditions économiques acceptables, le volume des déchets qui séjournent transitoirement dans l'installation en attente d'évacuation.
    L'exploitant assume la responsabilité des déchets produits lors du démantèlement de l'installation. Il assure un suivi des déchets depuis leur production jusqu'à leur élimination définitive dans des installations autorisées en s'appuyant sur des documents dont la conservation et l'archivage sont assurés.
    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 tracé sur le plan annexé au présent décret (1).


  • L'exploitant transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire le dossier correspondant au premier réexamen de la sûreté de l'installation au plus tard dix-huit mois avant l'engagement des travaux de démantèlement de l'étape 3 mentionnée au I de l'article 2 et en tout état de cause avant la fin de 2017.


  • Après la fin des opérations prévues à l'étape 4 mentionnée au 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 éventuelle 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 des terrains 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 5, l'Autorité de sûreté nucléaire fixe le cas échéant les types d'opérations à la charge de l'exploitant après 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 pour la détention et l'utilisation de sources radioactives et des appareils émettant des rayonnements ionisants nécessaires au fonctionnement de l'installation dans les conditions et limites précisées par les prescriptions de l'Autorité de sûreté nucléaire.


  • Le décret du 11 avril 1994 relatif à la mise à l'arrêt définitif de l'installation nucléaire de base n° 46 (dénommée Saint-Laurent A), située sur le territoire de la commune de Saint-Laurent-Nouan (Loir-et-Cher), est abrogé.


  • Le ministre d'Etat, ministre de l'écologie, de l'énergie, du développement durable et de la mer, en charge des technologies vertes et des négociations sur le climat, et la ministre de l'économie, de l'industrie et de l'emploi 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 mai 2010.


François Fillon


Par le Premier ministre :


Le ministre d'Etat, ministre de l'écologie,
de l'énergie, du développement durable et de la mer,
en charge des technologies vertes
et des négociations sur le climat,
Jean-Louis Borloo
La ministre de l'économie,
de l'industrie et de l'emploi,
Christine Lagarde

(1) Ce plan peut être consulté : ― à l'Autorité de sûreté nucléaire (6, place du Colonel-Bourgoin, 75572 Paris Cedex 12, ou 6, rue Charles-de-Coulomb, 45077 Orléans Cedex 2) ; ― à la préfecture de Loir-et-Cher (place de la République, 41018 Blois).
Extrait du Journal officiel électronique authentifié PDF - 281 Ko
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