Décret n°98-1305 du 30 décembre 1998 relatif, d'une part, à la première étape de la mise à l'arrêt définitif de l'installation nucléaire de base n° 91, dénommée centrale nucléaire à neutrons rapides de 1 200 MWe de Creys-Malville (département de l'Isère), d'autre part, au changement d'exploitant de cette installation ainsi que de l'installation nucléaire de base connexe n° 141, dénommée atelier pour l'évacuation du combustible (APEC)

Dernière mise à jour des données de ce texte : 21 mars 2006

Version en vigueur du 26 février 2002 au 21 mars 2006

L'exploitant établira les consignes de sécurité et les procédures détaillées à respecter relatives aux opérations de manutention du combustible, de vidange et d'entreposage du sodium conformément aux règles générales de surveillance et d'entretien de l'installation mentionnées à l'article 1er.

L'exploitation mènera les opérations de mise à l'arrêt définitif en maintenant à tout moment l'installation dans un état conforme à celui découlant de la stricte application des documents mentionnés à l'article 1er et en respectant plus particulièrement les prescriptions énoncées ci-après :

3.1. Déchargement du réacteur

Les éléments déchargés du réacteur seront entreposés dans l'installation nucléaire de base n° 141 dénommée atelier pour l'évacuation du combustible, créée par le décret du 24 juillet 1985 modifié susvisé.

Un dossier de sûreté comportant un plan de déchargement sera adressé, pour approbation, au directeur de la sûreté des installations nucléaires au plus tard trois mois avant le début du déchargement.

Le déchargement et l'entreposage devront respecter, outre les documents énumérés à l'article 1er, les conditions suivantes :

- l'entreposage et toute manutention des éléments déchargés seront réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques d'échauffement ou de chute pouvant endommager le combustible ;

- le transfert des éléments déchargés utilisera notamment le poste de transfert du combustible prévu à cet effet.

3.2. Vidange et entreposage du sodium

La vidange du sodium contenu dans les circuits primaire, secondaires, de sauvegarde et leurs auxiliaires conduira à entreposer ce sodium, ainsi que le sodium provenant du démantèlement réalisé en 1988 du poste de transfert et de stockage du combustible (barillet), à l'état solide et sous gaz neutre dans les capacités présentes ou, le cas échéant, à créer sur le site. Un dossier de sûreté sera adressé, pour approbation, au directeur de la sûreté des installations nucléaires au plus tard six mois avant le début de la vidange du sodium primaire. Ce dossier devra respecter les documents énumérés à l'article 1er et précisera les dispositions prévues en vue de la résorption des rétentions de sodium, en particulier pour ce qui concerne :

- la localisation précise des zones potentielles de rétention ;

- la définition et la qualification des procédés retenus pour résorber les rétentions ;

- la rédaction des procédures de résorption précisant les contrôles préalables, les paramètres surveillés, les critères d'arrêt des opérations et les actions de repli, enfin les contrôles réalisés à la fin des opérations ;

- les éléments justificatifs des procédures, en particulier les analyses de sûreté des opérations telles que définies dans les procédures et le retour d'expérience d'opérations similaires réalisées sur d'autres installations utilisant du sodium.

3.3. Conservation du circuit primaire

et des circuits secondaires et auxiliaires

Tout éventuel traitement chimique du sodium résiduel restant sur le circuit primaire et les circuits secondaires et auxiliaires après les opérations de vidange et de résorption des rétentions importantes de sodium fera l'objet d'un dossier de sûreté, soumis pour accord au directeur de la sûreté des installations nucléaires avant tout début d'exécution. Ce dossier précisera l'objectif visé pour l'état final du circuit, dans le respect des documents énumérés à l'article 1er.

3.4. Confinement et protection

contre le risque de dissémination de la radioactivité

Une surveillance permanente sera exercée, notamment au niveau des barrières de confinement dont l'efficacité devra toujours être suffisante pour que soient respectées les règles de prévention de la dissémination de substances radioactives, aussi bien à l'intérieur qu'à l'extérieur de l'installation.

En particulier :

- l'étanchéité de l'enceinte secondaire, constituée par le bâtiment réacteur, fera l'objet de vérifications périodiques ;

- l'efficacité des pièges à iode des circuits de ventilation des zones présentant des risques permanents de contamination à l'iode radioactif sera contrôlée périodiquement ;

- le circuit de rejet à la cheminée sera muni de filtres à poussières, ininflammables et à haute efficacité, et d'un dispositif de contrôle continu de l'activité des rejets.

Les contrôles susmentionnés feront l'objet de comptes rendus qui seront adressés à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants et au directeur de la sûreté des installations nucléaires.

La surveillance de l'ensemble des alarmes liées aux systèmes de contrôle et de protection sera assurée en permanence par un personnel qualifié depuis un lieu situé à l'intérieur du site de la centrale nucléaire de Creys-Malville.

Toute modification des dispositions particulières prévues pour le confinement dans les documents énumérés à l'article 1er devra être autorisée par le directeur de la sûreté des installations nucléaires. A l'appui de sa demande d'autorisation, l'exploitant transmettra un dossier présentant les nouvelles dispositions prévues, ainsi que :

- l'ensemble des conséquences sur la sûreté, notamment en cas de ruptures de gaines, de ces nouvelles dispositions ;

- les éventuelles dispositions compensatoires retenues, notamment à l'égard des autres barrières de confinement.

3.5. Protection des travailleurs et du public

contre l'exposition aux rayonnements ionisants

Des zones réglementées seront délimitées à l'intérieur de l'installation dans les conditions prévues par le décret du 28 avril 1975 modifié susvisé.

Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées seront prises pour que, dans le cadre des règles générales de surveillance et d'entretien, et compte tenu des différents travaux prévus, notamment des opérations de déchargement du réacteur et de transport de substances radioactives, les équivalents de doses individuelles et collectives reçus par les travailleurs et le public restent aussi faibles que raisonnablement possible.

A l'issue des opérations autorisées par le présent décret, l'exploitant transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et à la direction générale de la santé, ainsi qu'à l'Office de protection contre les rayonnements ionisants, un bilan radiologique des travaux.

3.6. Effluents liquides et gazeux

Toutes dispositions seront prises pour respecter les autorisations de rejets d'effluents liquides et gazeux en vigueur.

Elles auront notamment pour objet d'éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique en sera effectué.

Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuites des systèmes de traitement et de stockage des effluents.

3.7. Gestion des déchets

Aucun stockage définitif de déchets radioactifs ne sera réalisé dans le périmètre de l'installation.

Le délai d'entreposage des déchets de toute nature devra être aussi court que possible.

L'exploitant s'efforcera de réduire la quantité totale et la nocivité des déchets. Leur traitement, leur conditionnement et leur stockage ultérieur seront facilités par un tri, également réalisé par l'exploitant, par nature et par catégorie de nuisance radioactive ou chimique. Toute expédition de déchets devra faire l'objet de contrôles adaptés et ne pourra être effectuée qu'après obtention des autorisations nécessaires.

Un inventaire de tous les types de déchets, indiquant notamment leur destination, leurs caractéristiques, leur conditionnement et leur quantité (volume ou masse), sera tenu à jour par l'exploitant. Cet inventaire et un bilan des expéditions seront adressés périodiquement au directeur de la sûreté des installations nucléaires.

3.8. Protection contre l'incendie

Des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.

Les chemins d'évacuation devront être parfaitement définis et dégagés. Ils devront avoir été portés à la connaissance de l'ensemble des agents présents sur l'installation.

A l'intérieur du périmètre de l'installation, tous les circuits mis définitivement hors service et contenant des liquides inflammables seront vidangés. Les circuits non contaminés pourront être démontés et évacués.

Des règles internes préciseront les précautions à prendre lors de l'ouverture des circuits ou systèmes ayant contenu des matières inflammables ainsi que les conditions particulières d'entreposage des matériels démontés.

3.9. Protection contre les séismes

L'exploitant veillera à ce que la capacité de tenue au séisme des différentes parties de l'installation ne soit pas diminuée, tant pour celles qui seront maintenues en l'état que pour celles qui seront modifiées dans la perspective des étapes ultérieures de la mise à l'arrêt définitif puis du démantèlement.

3.10. Périodicité des contrôles

La périodicité des contrôles, inventaires et bilans mentionnés aux points 3.4, 3.6 et 3.7 ci-dessus sera fixée par le directeur de la sûreté des installations nucléaires, après avis du directeur général de la santé.

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