Le commissariat à l’énergie atomique est autorisé à créer, sur le site nucléaire de Cadarache, une installation nucléaire de base, à but expérimental, dénommée Phebus, dans les conditions définies par la demande susvisée du 31 août 1973 et le dossier joint à cette demande, sous réserve des dispositions du présent décret.

L’installation comprendra un réacteur expérimental du type "piscine" d’une puissance thermique inférieure à 100 MW et l’ensemble des dispositifs expérimentaux et équipements implantés dans le périmètre fixé sur le plan au 1/500 joint au présent décret (1).

En particulier, pour la réalisation des essais prévus sur le combustible et les systèmes d’injection de sécurité des réacteurs à eau sous pression, l’installation comportera un circuit à eau sous pression dit "boucle d’essai" traversant en son centre le cœur du réacteur dit "cœur nourricier".

Le commissariat à l’énergie atomique, en sa qualité d’exploitant des installations visées à l’article 1er, se conformera aux dispositions du présent décret, sans préjudice du respect des autres dispositions en vigueur, notamment en matière :

D’application du code du travail ;

De rejets d’effluents radioactifs ;

D’appareils à pression.

Le commissariat à l’énergie atomique respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :

1. Qualité de l'installation. Le commissariat à l’énergie atomique veillera à obtenir pour les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté — à savoir les barrières protégeant les travailleurs et les personnes du public des effets des produits dangereux, notamment radioactifs, et les éléments nécessaires à l’efficacité à court et à long terme de ces barrières — 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, sera mis en place. Ce système comprendra la mise en œuvre d’un ensemble contrôlé d’actions planifiées et systématiques, fondé sur des procédures écrites et archivées.

En particulier, le commissariat à l’énergie atomique procédera à la surveillance et au contrôle de l’action des fournisseurs lors de la conception, de la réalisation et des essais de mise en service des différents matériels, notamment ceux du cœur, de la cuve du réacteur et des circuits sous pression.

Les notes de calculs, plans d’exécution, programmes et procès-verbaux d’essais, demandes de dérogations éventuelles et décisions correspondantes seront archivés par l’exploitant durant toute la vie de l’installation visée par le présent décret.

2. Eléments combustibles.

Le cœur nourricier sera formé d’éléments combustibles où la matière fissile sera constituée d’oxyde d’uranium enrichi sous forme de crayons.

Avant toute utilisation d’autres types de combustibles, notamment l’utilisation envisagée d’éléments combustibles constitués de plaques d’uranium aluminium, le commissariat à l’énergie atomique devra obtenir une autorisation particulière du ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat (service central de sûreté des installations nucléaires).

Un dispositif de mesure de la radioactivité de l’eau de refroidissement du cœur nourricier permettra de déceler d’éventuelles ruptures du gainage des éléments combustibles qui le constituent. Les conditions d’utilisation de ce dispositif de mesure et les actions de sécurité associées seront précisées dans les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5 du présent décret.

3. Piscine, circuit primaire et structures internes.

La conception de l’installation sera telle que le refroidissement du cœur nourricier soit possible par convection naturelle après l’arrêt du réacteur.

La cuve métallique de la piscine sera conçue de façon à conserver son étanchéité dans le cas d’un accident de réactivité libérant une énergie de 135 MJ.

La conception de l’installation sera telle qu’il ne puisse pas se produire de dénoyage du cœur nourricier dans les éventualités suivantes :

Séisme de la plage d’intensité IX de l’échelle MSK ;

Rupture de tuyauterie ;

Défaut d’étanchéité entre la piscine et la salle inférieure.

4. Enceinte de confinement.

Le circuit primaire, à l’exception du réservoir de stockage de l’eau déminéralisée, et tous les matériaux fissiles seront placés dans une enceinte de confinement du type dit à "fuites contrôlées", maintenue en dépression et apte à assurer un confinement satisfaisant des substances radioactives libérées en cas d’accident plausible. Cette enceinte sera constituée par un ouvrage en béton armé.

Elle conservera par ailleurs son intégrité et son étanchéité dans les cas suivants :

Accident de réactivité libérant une énergie de 135 MJ ;

Séisme de la plage d’intensité VIII de l’échelle MSK.

L’étanchéité de l’enceinte et de ses traversées sera contrôlée périodiquement. Les modalités de ces contrôles seront précisées dans les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5 du présent décret qui préciseront par ailleurs les modalités d’accès dans l’enceinte de confinement.

5. Refroidissement du cœur.

Pendant les séquences expérimentales nécessitant le fonctionnement du réacteur au-dessus d’un certain seuil de puissance qui sera précisé dans les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5 du présent décret, la chaleur produite par le cœur nourricier sera évacuée par une circulation d’eau déminéralisée effectuée à partir d’un réservoir de stockage servant de volant thermique. Après circulation ascendante dans le cœur nourricier, l’eau sera renvoyée dans le réservoir de stockage.

Un système de mesure des températures et des pressions de l’eau dans le circuit primaire sera installé de façon à connaître précisément les grandeurs physiques caractéristiques du réacteur et permettre le déclenchement des actions de sécurité si les limites admises étaient atteintes.

En particulier, l’exploitation du réacteur sera telle que soit évité tout phénomène de redistribution de débit dans le cœur nourricier avec une marge de sécurité suffisante, en particulier lors des transitoires normaux ; les modalités et les seuils des actions de sécurité seront précisés dans les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5.

6. Boucle d’essai.

Les structures de la partie de la boucle d’essai qui traverse le cœur nourricier et les circuits sous pression de cette boucle d’essai seront conçus de façon à ce que soit conservée l’intégrité du cœur nourricier en fonctionnement normal et pour tous les accidents plausibles ; ils résisteront notamment à un séisme de la plage d’intensité VIII de l’échelle MSK.

Les circuits sous pression de la boucle d’essai seront placés dans un caisson de confinement capable de conserver son intégrité en cas de rupture d’un circuit sous pression et de résister à un séisme de la plage d’intensité VIII de l’échelle MSK.

Le taux de fuite de ce caisson ne devra pas dépasser 1 p. 100 par jour de la masse de gaz qui y est contenue ; ce taux de fuite sera contrôlé périodiquement.

Les modalités d’exploitation de la boucle d’essai et les modalités d’accès dans le caisson — notamment lorsque les circuits sont sous pression — seront précisées dans les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5.

Un système d’injection de sécurité permettra d’assurer le refroidissement de l’élément combustible placé dans la boucle d’essai en cas de rupture des circuits sous pression. Un dispositif permettra par ailleurs de recueillir lors des séquences expérimentales la partie du combustible éventuellement fondue.

7. Maîtrise de la réactivité.

Lorsque le réacteur sera à l’arrêt normal, la marge minimale de sous-criticité à froid sera de l’ordre de 2 500 pcm.

Les vitesses de déplacement des barres de commande seront limitées de telle sorte que leur manœuvre normale ou accidentelle, par suite d’erreur d’opérateur ou de défaillance de matériel, ne provoque pas d’excursion de puissance non maîtrisée par les systèmes de protection et de sécurité.

Des dispositions de construction seront prises pour empêcher toute éjection accidentelle de barre de commande, y compris en cas de séisme de la plage d’intensité IX de l’échelle MSK, le réacteur étant dans ce cas supposé à l’arrêt.

La mesure du flux neutronique sera effectuée par plusieurs ensembles indépendants. Elle permettra de suivre en permanence la puissance résultant de la multiplication sous-critique au niveau "sources" jusqu'au-delà de la puissance définie au paragraphe 9 ci-dessous.

8. Systèmes de protection et de sécurité.

Pour assurer la sûreté de l’installation et permettre le déroulement du programme expérimental dans de bonnes conditions de sûreté, il sera prévu un système de protection du cœur agissant sur des systèmes de sécurité.

Les systèmes de protection et de sécurité seront capables d’amener et de maintenir l’installation dans un état sûr, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible du cœur nourricier, dans toutes les situations plausibles (normales, transitoires et accidentelles, y compris en cas de séisme de la plage d’intensité VIII de l’échelle MSK).

Des dispositifs automatiques provoqueront l’arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de la puissance définie au paragraphe 9 ci-dessous. Des actions correctrices suffisantes seront également déclenchées en cas d’évolution anormale de la puissance ou des principaux paramètres thermodynamiques.

Toutes les parties constitutives des systèmes de protection et de sécurité supporteront des conditions physiques au moins aussi contraignantes que celles qui seraient engendrées par les circonstances accidentelles plausibles de telle sorte qu’il ne puisse en résulter la paralysie des actions de sécurité nécessaires dans ces circonstances.

9. Puissance du réacteur.

La puissance thermique maximale du réacteur chargé avec le cœur nourricier défini au paragraphe 2 ci-dessus sera, dans la limite mentionnée à l’article 1er, fixée par le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat lors de l’approbation prévue à l’article 5. En cas d’utilisation d’autres types de combustible, la puissance thermique maximale du réacteur sera fixée par le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat dans l’autorisation particulière prévue au paragraphe 2 ci-dessus.

10. Circuits de ventilation et de rejets.

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

Pendant les phases de fonctionnement du réacteur et pendant les opérations de chargement et de déchargement de combustible, le circuit de ventilation assurera une dépression, par rapport à l’atmosphère, à l’intérieur de l’enceinte de confinement.

Les circuits de rejets à la cheminée seront munis 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 fera l’objet de contrôles périodiques.

Les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5 préciseront les conditions de mise en service des circuits de rejets, les modalités de surveillance de ces rejets et les modalités de contrôle des filtres et pièges à iode. 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.

11. Manutention et stockage des éléments combustibles.

Les dispositifs de manutention et de stockage de tous les éléments combustibles seront réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques de chute pouvant endommager le combustible. Ils seront en outre conçus et exploités de façon à limiter les risques dus à des éléments combustibles défectueux ou endommagés lors des expériences et à limiter les conséquences d’accidents plausibles éventuels.

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

12. Protection contre les séismes.

La conception de l’installation sera telle que, réacteur à l’arrêt, pour un séisme de la plage d’intensité IX de l’échelle MSK et avec un spectre de réponse de résonateurs adapté au site, il n’y ait pas de dénoyage du cœur ni d’éjection des barres de commande-sécurité et que le confinement des substances radioactives, la protection sanitaire et la mesure des rayonnements ionisants restent assurés.

13. 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 sécurité, le circuit primaire et l’enceinte de confinement, les structures de stockage du combustible et des effluents seront protégés par des dispositions de construction et, selon le cas, par redondance contre tous les effets dynamiques et les projectiles pouvant atteindre ces ouvrages, et notamment ceux qui pourraient résulter de défaillances d’équipements de l’installation.

A cet égard, l’installation sera protégée par des dispositions de construction contre les chutes d’aéronefs plausibles sur l’installation.

Le commissariat à l’énergie atomique, tenu informé en temps utile par les administrations compétentes des projets de modification notable de l’environnement 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, présentera alors au ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales et accidentelles prévisibles.

14. Protection contre les incendies.

Des dispositions seront prises pour minimiser les risques et les conséquences des incendies, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.

A cet égard, des matériaux non combustibles et résistants à la chaleur seront utilisés chaque fois que possible, en particulier à l’intérieur de l’enceinte de confinement et de la salle de commande.

Des dispositions seront prises pour limiter les risques d’enfumage de la salle de commande.

15. Auxiliaires.

Les diverses sources d’alimentation en énergie et en fluides seront de capacité, de redondance et en nombre suffisants pour assurer l’alimentation des systèmes de protection et de sauvegarde.

Les règles générales d’exploitation prévues aux articles 4 et 5 préciseront les sources d’alimentation en énergie électrique utilisées lors des séquences expérimentales.

16. Protection radiologique de l’environnement et des travailleurs.

Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des modalités 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.

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

Aucun stockage définitif de déchets radioactifs n’aura lieu dans le périmètre de l’installation.

Des dispositions de construction suffisantes 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 de la manutention du combustible et des réparations.

17. 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.

Le commissariat à l’énergie atomique présentera au ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat, au plus tard six mois avant le premier chargement en combustible nucléaire, un rapport provisoire de sûreté comportant en particulier tous les éléments permettant de s’assurer qu’ont été respectées les prescriptions d’ordre constructif fixées à l’article 3 et que, compte tenu des règles générales d’exploitation que le commissariat à l’énergie atomique compte suivre pour les opérations de mise en service, ces opérations pourront être effectuées dans des conditions de sûreté satisfaisantes. Ces règles générales d’exploitation seront jointes au rapport provisoire de sûreté.

Le premier chargement en combustible nucléaire ne pourra intervenir qu’après que le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat aura donné son approbation au rapport provisoire de sûreté et aux règles générales d’exploitation et qu’auront été apportées, à sa demande, les modifications à l’installation et aux règles générales d’exploitation qu’il aura jugées nécessaires pour assurer la conformité de l’installation aux prescriptions du présent décret et pour que l’exploitation en soit effectuée dans des conditions satisfaisantes de sûreté.

Dans un délai qui sera fixé par le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat lors de l’approbation prévue à l’article 4 et au plus tard dix mois avant l’expiration du délai fixé à l’article 11 du présent décret, le commissariat à l’énergie atomique présentera au ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat un rapport définitif de sûreté qui comportera, outre les éléments contenus dans le rapport provisoire de sûreté mis à jour compte tenu soit des modifications demandées par le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat lors de l’approbation prévue à l’article 4, soit des modifications postérieures à cette approbation proposées à la suite des essais, toutes précisions sur :

Les essais et épreuves effectués ;

Les conditions réelles de démarrage et les essais de mise en service ;

Les enseignements tirés des essais.

Ce rapport sera accompagné des règles générales d’exploitation que le commissariat à l’énergie atomique entend suivre pour l’exploitation.

L’installation ne pourra être considérée comme mise en service, au sens du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié, qu’après que le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat aura donné son approbation au rapport définitif de sûreté et aux règles générales précitées et qu’auront été apportées, à sa demande, les modifications aux installations et aux règles générales d’exploitation qu’il aura jugées nécessaires pour assurer la conformité de l’installation aux prescriptions du présent décret et pour que l’exploitation de celle-ci puisse s’effectuer dans des conditions satisfaisantes de sûreté.

Indépendamment des obligations déterminées pour les effluents radioactifs par les décrets des 6 novembre 1974 et 31 décembre 1974, le commissariat à l’énergie atomique procédera à un contrôle des rejets de l’installation visée par le présent décret et de leurs conséquences éventuelles sur l’environnement dans le cadre de la surveillance générale de l’environnement du centre d’études nucléaires de Cadarache.

Des dispositions adéquates seront prises pour assurer la protection de l’installation contre toute tentative de sabotage ainsi que contre toute tentative de détournement de matières fissiles ou radioactives.

L’exploitant coopérera, dans les conditions prévues par l’ordonnance du 29 décembre 1958, aux mesures nécessaires pour assurer cette protection de l’installation, conformément aux directives qui lui seront notifiées par le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat.

Ces mesures seront intégrées dans le plan particulier de protection du centre d’études nucléaires de Cadarache soumis à l’approbation du préfet des Bouches-du-Rhône en application de l’article 3 de l’ordonnance du 29 décembre 1958 susvisée.

Le contrôle de ces mesures sera assuré tant par le préfet des Bouches-du-Rhône, dans le cadre de l’ordonnance précitée, que par les inspecteurs des installations nucléaires de base, dans les conditions fixées par l’article 11 du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié.

Par ailleurs, l’exploitant précisera les dispositions de construction qu’il compte prendre pour minimiser les conséquences d’un acte de sabotage. Ces dispositions devront faire l’objet d’une approbation du ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat.

Sans préjudice de l’application des règlements en vigueur, tout accident ou incident, nucléaire ou non, ayant eu ou risquant d’avoir des conséquences notables sur la sûreté de l’installation visée par le présent décret, devra être déclaré sans délai par l’exploitant au ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat (service central de sûreté des installations nucléaires) qui en informera le ministre de la santé et de la sécurité sociale (service central de protection contre les rayonnements ionisants). Le ministre de la santé et de la sécurité sociale consultera, si nécessaire, le comité national d’experts médicaux pour les questions relatives aux accidents créant un risque radiologique pour la population.

A partir de sa mise en service, l’installation devra rester conforme à la description donnée dans le rapport définitif de sûreté approuvé et être exploitée suivant les régies générales d’exploitation elles-mêmes approuvées.

Si, néanmoins, le commissariat à l’énergie atomique souhaite modifier l’installation ou apporter des modifications à ses règles générales d’exploitation, en particulier si le commissariat à l’énergie atomique souhaite modifier de façon notable les dispositifs expérimentaux, il adressera ses propositions au ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat. L’installation ne pourra être exploitée dans ces nouvelles conditions qu’après accord du ministre ou, s’il s’agit de modifications de nature à entraîner l’inobservation des prescriptions du présent décret, publication d’un nouveau décret en application de l’article 6 du décret susvisé du 11 décembre 1963 modifié.

Le commissariat à l’énergie atomique devra aviser le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat de tout projet de création ou de modification d’une installation entrant dans le champ d’application de la loi du 19 juillet 1976 et située à l’intérieur du périmètre défini sur le plan joint au présent décret. Le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat notifiera les prescriptions techniques auxquelles l’exploitant devra se conformer. Ces prescriptions feront l’objet d’une expédition au service central de protection contre les rayonnements ionisants et au préfet des Bouches-du-Rhône.

Le délai prévu à l’article 5 du décret n° 63-1228 modifié susvisé est de trois ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel de la République française.

Le ministre de l’industrie, du commerce et de l’artisanat est chargé de l’exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.