Electricité de France devra respecter les prescriptions techniques énumérées ci-après :

1. Qualité de l’installation.

Electricité de France devra veiller à obtenir pour les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté une qualité en rapport avec les fonctions qu'ils assurent. Un système efficace permettant que soit définie la qualité à rechercher, que celle-ci soit obtenue, que ce résultat soit contrôlé et que soient rectifiées les erreurs éventuelles devra être mis en place. Ce système devra comporter la mise en œuvre d'un ensemble contrôlé d’actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées.

En particulier, Electricité de France devra procéder à la surveillance et au contrôle de l’action de ses fournisseurs lors de la conception, de la réalisation et des essais de mise en service des différents matériels, notamment de la cuve et des autres composants du circuit primaire. Electricité de France devra rendre compte au ministre de l’industrie, du commerce et de l'artisanat de cette surveillance et de ce contrôle. A ce titre, les documents exigés des constructeurs par le cahier des prescriptions de fabrication et de contrôle d’Electricité de France devront être mis à la disposition du service central de sûreté des installations nucléaires.

Par ailleurs, un dossier précisant les règles, codes ou normes utilisés pour les différents matériels et justifiant cette utilisation devra être adressé au ministre de l’industrie, du commerce et de l'artisanat (service central de sûreté des installations nucléaires) avant le 1^er janvier 1978.

2. Eléments combustibles.

Un dispositif de mesure de la radioactivité de l’eau de refroidissement du cœur devra permettre d'évaluer les défauts éventuels du gainage du combustible situé dans le réacteur. L’activité volumique maximale admissible du circuit primaire en fonction des modalités d'exploitation et les consignes correspondantes seront fixées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5 du présent décret.

Le stockage sur le site et l’introduction dans un réacteur de combustible initialement enrichi en oxyde de plutonium devront faire l’objet d’une autorisation particulière du ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat après avis du ministre de la santé et de la sécurité sociale.

3. Cuve, circuit primaire et structures internes.

Les composants du circuit primaire seront conçus, fabriqués, assemblés et exploités de façon à présenter toutes garanties à l’égard d’une fuite anormale, d'une fissure à propagation rapide ou d’une rupture importante et, plus généralement, de manière que puisse être évité tout accident de perte de réfrigérant primaire.

Le choix de la nature des matériaux du circuit primaire, des structures internes et des circuits associés ainsi que la qualité du réfrigérant primaire devront permettre de limiter la corrosion.

Les vibrations et autres sollicitations mécaniques en régime stable ou transitoire ne devront pas porter atteinte à l’intégrité des structures internes. Ces phénomènes feront l’objet d’une surveillance particulière.

Des dispositions de construction seront prises pour permettre, durant toute la vie de la tranche, l’inspection à l'arrêt et la surveillance des principaux composants du circuit primaire avec des moyens appropriés, afin de vérifier leur aptitude à assurer l’intégrité structurale de ce circuit.

Les mesures de surveillance en exploitation, et notamment celles qui s'appliquent à l’observation de l’évolution des caractéristiques du métal constitutif de la cuve, seront explicitées dans les rapports provisoires et définitif de sûreté et les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5.

4. Enceinte de confinement.

L’ensemble du circuit primaire sera placé dans une enceinte qui devra assurer le confinement des substances radioactives libérées en cas d'accident affectant le circuit primaire ou le réacteur proprement dit. Cette enceinte sera constituée par un ouvrage en béton précontraint doublé d'un revêtement d'étanchéité interne en acier.

L’enceinte de confinement sera en particulier conçue pour supporter, sans perte d'intégrité, les sollicitations résultant d'un accident consistant en la rupture circonférentielle complète et soudaine d'une tuyauterie du circuit primaire avec séparation totale des extrémités. Dans les conditions de cet accident, le taux de fuite maximal de l’enceinte sera inférieur à 0,3 p. 100 par jour de la masse de gaz contenue dans cette enceinte. Un circuit d'aspersion permettra de réduire la pression dans l’enceinte de confinement.

L’étanchéité de l’enceinte et de ses traversées devra être périodiquement contrôlée. La première épreuve d’étanchéité sera effectuée à la pression de calcul de l'enceinte. Les modalités et les pressions d'épreuves périodiques ultérieures seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5.

Les tuyauteries traversant les parois de l’enceinte seront munies soit d'obturateurs fixes étanches, soit d’obturateurs à fermeture mobile télécommandée.

Les pénétrations de ces tuyauteries ainsi que celles dont l’enceinte sera dotée pour permettre le passage des câbles, du matériel et du personnel et plus généralement toutes les discontinuités dans les dispositifs assurant l'étanchéité de l’enceinte seront, en tant que de besoin, aménagées de telle sorte que
leur étanchéité puisse faire l’objet de contrôles indépendants de ceux de l’enceinte elle-même ; les épreuves d'étanchéité correspondantes devront être réalisées à la pression de calcul de l’enceinte.

5. Refroidissement du cœur en fonctionnement normal ou accidentel.

En marche normale, la chaleur produite par le cœur du réacteur sera évacuée vers le circuit secondaire des générateurs de vapeur par circulation d'eau sous pression. Les conditions de fonctionnement selon le nombre de pompes primaires en service devront être précisées dans les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5.

Les générateurs de vapeur et les tuyauteries d'alimentation seront conçus et réalisés de telle sorte que la mise en service de l'alimentation de secours des générateurs de vapeur ne constitue pas un danger pour leur intégrité.

Des dispositions de construction appropriées devront être prises pour que les ruptures envisageables d'une tuyauterie principale de vapeur ne puissent conduire à des conséquences inacceptables.

Il devra être possible de mettre simultanément en arrêt froid les quatre tranches, dans un délai qui ne dépende que de la vitesse limite admise pour le refroidissement du circuit primaire.

A l’arrêt, le refroidissement du cœur sera réalisé soit par évacuation de la chaleur vers le circuit secondaire des générateurs de vapeur, avec dérivation de vapeur au condenseur, soit par l’intermédiaire d’un circuit particulier comportant deux pompes et deux échangeurs et pouvant assurer le refroidissement du cœur en cas de mise hors service d'une pompe ou d’un échangeur.

Une instrumentation appropriée sera installée de façon à détecter toute évolution vers une situation dangereuse pour le cœur du réacteur et à provoquer automatiquement l’arrêt du réacteur et le maintien de son refroidissement.

Des circuits d’injection de secours devront pouvoir assurer un refroidissement suffisant des éléments combustibles après arrêt de la réaction en chaîne dans l’hypothèse d’une rupture d'une tuyâuterie du circuit primaire. L’intégrité de la cuve ne devra pas être mise en danger par le fonctionnement de ces dispositifs qui devront faire l’objet d'essais périodiques.

6. Contrôle-commande.

Le contrôle-commande comportera des systèmes de régulation pour le maintien de la chaudière dans sa plage normale de fonctionnement, un système de protection pouvant agir en particulier sur des appareils de sauvegarde permettant d'éviter ou de réduire les conséquences des accidents et incidents pouvant affecter l’installation, et deux systèmes d'arrêt du réacteur dont l’un comportera des barres absorbantes et l’autre un absorbant neutronique soluble, étant entendu que l’un au moins de ces systèmes d'arrêt sera capable de maintenir le réacteur dans un état sous-critique à froid avec une marge suffisante de sécurité.

Ce contrôle-commande, et en particulier les systèmes de protection et d’arrêt, devront être capables de ramener et de maintenir l’installation dans un état sûr, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible, dans toutes les situations plausibles (normales, transitoires et accidentelles), quelle
que soit la configuration du cœur. Ceci devra être réalisé avec un coefficient effectif de multiplication inférieur à 0,99, même si la grappe qui a la plus grande efficacité reste bloquée hors du cœur.

Les vitesses de déplacement des grappes de commande devront être déterminées de telle sorte que leur manœuvre normale ou accidentelle, par suite d'erreur d'opérateur ou d'avarie d’automate, ne provoque pas d'excursion de puissance non maîtrisée par les systèmes de protection et d'arrêt.

Des dispositions de construction seront prises pour empêcher toute éjection accidentelle hors du cœur d'une grappe de commande.

Les vitesses maximales de changement de concentration en matériau absorbant soluble dans l’eau de refroidissement du cœur devront être telles qu'elles ne provoquent pas d'excursion de puissance non maîtrisée par les systèmes de protection et d’arrêt.

La mesure du flux neutronique sera effectuée par plusieurs ensembles indépendants. Elle devra permettre de suivre en permanence la puissance du réacteur depuis la puissance résultant de la multiplication sous-critique au niveau sources jusqu'au-delà de la puissance nominale.

L’intensité des sources et les performances de l’instrumentation seront choisies et maintenues telles que l'on n’ait jamais à démarrer la circulation primaire principale ni à entreprendre une diminution de la concentration en absorbant neutronique soluble de l’eau de refroidissement sans disposer d'une mesure significative du flux neutronique.

Des dispositifs automatiques devront provoquer l’arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de sa puissance nominale. Des actions correctrices adéquates devront également être déclenchées en cas d'évolution anormale de la puissance ou de la marge thermique du cœur ou de dépassement des valeurs de grandeurs physiques retenues pour garantir le respect des hypothèses prises en compte pour les calculs de sollicitations sur les structures.

Toutes les parties constitutives des systèmes de protection et d'arrêt devront pouvoir supporter des conditions physiques au moins aussi contraignantes que celles qui seraient engendrées par des circonstances accidentelles sans qu’il puisse en résulter la paralysie des actions de sécurité nécessaires dans ces circonstances.

Des équipements permettant d'amener, de maintenir et de surveiller chaque tranche en position d'arrêt sûr devront être prévus à des emplacements extérieurs à la salle de commande.

Ces équipements feront l’objet d'essais périodiques. En cas d’incident dans la salle de commande, les moyens de conduite normaux doivent rester disponibles, sans modifications notables de leurs performances, pendant un laps de temps suffisant pour que puissent être réalisées les opérations nécessaires pour
l’utilisation des équipements de repli.

Un dossier relatif à la conception et à la réalisation du contrôle-commande devra être adressé au service central de sûreté des installations nucléaires avant le 1^er janvier 1978.

7. Puissance du réacteur.

La puissance thermique prévue pour chaque tranche est de 2 785 MW, ce qui correspond à une puissance électrique nette de l’ordre de 925 MW.

Toutefois, la puissance thermique pour laquelle chaque tranche sera dimensionnée est de 2 905 MW.

Dans cette limite, la puissance thermique de fonctionnement sera fixée par le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat lors de l'approbation prévue à l’article 5.

8. Circuits de ventilation et de rejet.

Sans préjudice de l’application de la réglementation en vigueur rappelée à l'article 2, les dispositions ci-après devront être prévues :

Les circuits de ventilation des zones présentant des risques permanents de contamination devront être munis de filtres appropriés ;

Le circuit de rejet à la cheminée devra être muni de filtres à poussières ininflammables, de pièges à iode et d'un dispositif de contrôle continu de l’activité des rejets. L'efficacité des pièges à iode devra faire l'objet de contrôles périodiques ;

Les règles générales d’exploitation visées aux articles 4 et 5 devront préciser les modalités de surveillance des rejets. En particulier, toutes dispositions seront prises pour qu'en cas d'accident il soit possible de limiter l'extension de la contamination et de contrôler le rejet éventuel à l’extérieur. Les mesures à prendre figureront dans un plan d'urgence qui devra être établien même temps que le rapport provisoire de sûreté prévu à l'article 4.

9. Manutention et stockage des éléments combustibles.

Le stockage et toute manutention des éléments combustibles neufs ou irradiés devront être réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques d'échauffement et de chute pouvant endommager le combustible. Ils devront en outre être conçus et exploités de façon à limiter les conséquences d'accidents ou de défectuosités des éléments combustibles.

Les règles générales d’exploitation visées aux articles 4 et 5 devront préciser les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations de stockage et de manutention du combustible.

10. Protection contre les séismes.

La conception des ouvrages devra être telle que, pour un séisme d'intensité VIII de l’échelle MSK, l'arrêt sûr de la réaction en chaîne, le maintien des fonctions de sécurité du réacteur, dont le refroidissement du réacteur, l’intégrité de l'enveloppe du circuit primaire, le confinement des substances radioactives,
la protection sanitaire et la mesure des rayonnements ionisants soient assurés.

Un dossier précisant les caractéristiques du séisme maximal à prendre en compte pour le dimensionnement des matériels nécessaires pour assurer les fonctions indiquées ci-dessus et justifiant les options effectivement retenues devra être adressé au service central de sûreté des installations nucléaires avant le 1^er janvier 1978.

11. Protection contre les agressions d'origine interne ou externe à l’installation.

Les dispositifs et circuits de sécurité, dont les systèmes de protection et de sauvegarde, le cii'cuit primaire et l'enceinte de confinement, les structures de stockage du combustible et des effluents devront être protégés, de façon appropriée, par des dispositions de construction et, éventuellement, par redodance, contre les effets dynamiques et les projectiles qui pourraient atteindre ces ouvrages et notamment ceux qui pourraient résulter de défaillances d’équipements de l’installation ou d'installations voisines.

Des dispositions de construction devront en particulier être prises pour limiter la probabilité et les conséquences de la rupture du volant d'inertie d’une pompe primaire.

L’installation devra être protégée par des dispositions de construction suffisantes contre les chutes d’aéronefs qui pourraient se produire sur le site de la centrale.

Des dispositions suffisantes devront être prises pour permettre le maintien du confinement des produits radioactifs, l’arrêt sûr et le refroidissement à long terme du combustible des différentes tranches compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel des installations voisines de la centrale et des navires circulant ou stationnant dans le port de Dunkerque. On retiendra en particulier comme plausibles soit l'incendie simultané de tous les réservoirs d’hydrocarbures liquides de l’aire de stockage située à proximité de la centrale, soit le déversement d'hydrocarbures liquides dans le port de Dunkerque, soit une explosion provoquant une onde de surpression incidente de forme triangulaire et à front raide, ayant les caractéristiques suivantes :

Valeur maximale de la surpression = 0,2 bar ;
Durée de la surpression = 0,4 seconde.

Pour ce qui concerne plus particulièrement les incendies pouvant survenir à l’extérieur de la centrale, des dispositions seront prises sur le site de la centrale pour limiter leur extension et minimiser leurs conséquences pour la centrale.

Electricité de France, informé d'un projet de modification de l’environnement industriel, portuaire ou maritime par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation de création susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des dispositions du présent décret, devra présenter au ministre de l'industrie du commerce et de l’artisanat, dans un délai que celui-ci fixera, un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales et accidentelles prévisibles.

12. Protection réciproque des quatre tranches.

Un incident sur l’une des tranches ne devra en aucune façon porter atteinte à la sûreté d'une autre tranche.

13. Protection contre les incendies d'origine interne à la centrale.

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

14. Auxiliaires.

Les diverses sources d'alimentation en énergie et en fluides devront être de capacité, de redondance et en nombre appropriés pour assurer, à tout moment, l’alimentation des systèmes de protection et de sauvegarde, ainsi que des systèmes de régulation et des systèmes d'évacuation de la chaleur produite par
l’installation.

En particulier, en cas de perte ou d'indisponibilité d’une ou plusieurs sources électriques de secours, le fonctionnement des tranches concernées ne pourra pas être prolongé au-delà d'une durée qui sera fixée dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5, compte tenu de la nature et du
nombre de sources électriques défaillantes.

Des dispositions seront prises pour permettre dans toutes les circonstances plausibles une alimentation suffisante des circuits secourus de la centrale en eau de refroidissement.

15. Protection radiologique de l'environnement et des travailleurs.

Toutes dispositions seront prises pour pèrmettre le respect des limites réglementaires de rejets qui seront fixées par les arrêtés prévus dans le cadre de la réglementation en vigueur.

En particulier, toutes dispositions seront prises pour éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique sera effectué.

Aucun stockage définitif de substances radioactives n'aura lieu sur le site.

Une station de traitement des effluents liquides radioactifs avant rejet devra être prévue.

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

Des dispositions de construction appropriées seront prises pour que, compte tenu des règles générales d'exploitation prévues aux articles 4 et 5, les équivalents de doses reçus par les travailleurs restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible, compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment du déchargement du combustible et des opérations d'entretien et de réparation.

16. Transport des produits radioactifs.

Tout transport sur le site de produits radioactifs, y compris les déchets radioactifs, sera effectué selon des modalités propres à assurer le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs et des personnes du public.