I.-La société Orano Recyclage se substituant à Société AREVA NC, ci-après désignée " l'exploitant ", est autorisée à créer, dans l'établissement qu'elle exploite sur le site de La Hague (département de la Manche), une usine de traitement de combustibles nucléaires irradiés dénommée " UP 2-800 ". Cette installation sera réalisée et exploitée dans les conditions définies par la demande du 16 octobre 1978 modifiée par la demande du 20 septembre 1999 et les dossiers joints à ces demandes, sous réserve des dispositions du présent décret.

II.-Pour l'application du présent décret, un élément combustible est entendu comme le plus petit constituant d'un cœur de réacteur ayant une structure propre et contenant du combustible nucléaire et un assemblage combustible est entendu comme un ensemble formé d'éléments combustibles et chargé d'un seul tenant dans un réacteur nucléaire.

III.-Cette installation est destinée, en liaison avec les autres installations du site :

a) A la réception, à l'entreposage et au traitement de combustibles irradiés, puis au conditionnement et à l'expédition de substances radioactives issues du traitement de ces combustibles, en observant les grandes phases suivantes :

-réception et entreposage d'emballages de transport contenant des éléments combustibles à base d'uranium métal, d'oxyde d'uranium, d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium ;

-déchargement des emballages et entreposage des éléments combustibles ; l'entreposage d'éléments combustibles n'est autorisé qu'en vue de leur traitement ;

-transformation des substances radioactives contenues dans ces éléments combustibles par cisaillage, dissolution et traitement par séparation chimique, purification et concentration ;

-production, conditionnement, entreposage puis, en vue notamment de leur recyclage, expédition d'oxyde de plutonium et de nitrate d'uranyle ou d'un autre composé chimique stable de l'uranium ou de mélanges d'oxyde d'uranium et de plutonium ;

-conditionnement, entreposage et expédition de déchets générés par ces opérations ;

b) A la réception et au transfert dans des emballages appropriés d'assemblages combustibles non irradiés en vue de leur expédition ;

c) A la réception, à l'entreposage, au traitement, au conditionnement et à l'expédition de certaines ces substances radioactives (combustibles non irradiés, effluents, rebuts, déchets) provenant d'installations du site et hors site et susceptibles d'un traitement dans tout ou partie des procédés de l'installation. La réception de matières nucléaires et substances radioactives n'est autorisée qu'en vue de leur traitement.

La quantité annuelle traitée par séparation chimique dans l'installation est limitée à 1 000 tonnes d'uranium et de plutonium contenus dans les éléments combustibles avant leur irradiation et dans les matières nucléaires et substances radioactives avant leur traitement.

La quantité annuelle traitée dans l'installation ajoutée à la quantité annuelle traitée dans l'installation nucléaire de base UP 3-A sera inférieure à 1 700 tonnes.

IV.-Les caractéristiques des types d'assemblages et d'éléments combustibles pouvant être traités lors des campagnes seront bornées par les valeurs suivantes :

a) combustible à base d'oxyde d'uranium naturel enrichi pour réacteur à eau légère ou à eau lourde : une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 75 000 mégawatts. jours par tonne ; une teneur moyenne par élément combustible de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 10 % en masse ;

b) combustible à base d'oxyde d'uranium de retraitement enrichi pour réacteur à eau légère ou à eau lourde : une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 75 000 mégawatts. jours par tonne ; une teneur moyenne par élément combustible de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 4,9 % en masse ;

c) combustible à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium pour réacteur à eau légère ou à eau lourde : une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 65 000 mégawatts. jours par tonne ; une teneur moyenne par élément combustible de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 2 % en masse ; une teneur moyenne en plutonium et américium de l'assemblage avant irradiation au plus égale à 11 % en masse ; une teneur moyenne en plutonium et américium par élément combustible avant irradiation au plus égale à 12,5 % en masse ;

d) combustible à base d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium pour réacteur à neutrons rapides : une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 120 000 mégawatts. jours par tonne et une teneur moyenne de plutonium de l'assemblage avant irradiation au plus égale à 35 % en masse ;

e) combustible pour réacteurs de recherche : une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 95 % en masse.

Les assemblages pour réacteur formés d'un mélange de types d'éléments combustibles cités aux a, b et c du IV du présent article pouvant être traités respectent, par assemblage et par élément combustible, les caractéristiques associées à chaque type considéré de manière indépendante.

Ces combustibles ne pourront être reçus et entreposés que s'ils ont été retirés du réacteur nucléaire depuis au moins 6 mois, et traités dans l'installation que s'ils ont été retirés du réacteur nucléaire depuis au moins un an.

L'installation nucléaire de base dont la création est autorisée par le présent décret comprendra un ensemble d'équipements implantés dans le périmètre fixé sur le plan annexé au présent décret (1). Seront compris dans cet ensemble d'équipements :

2.1. Un atelier de déchargement des emballages de transport des éléments combustibles irradiés et des piscines d'entreposage d'éléments combustibles d'une capacité maximale, respectivement pour les piscines dénommées "piscine C" et "piscine NPH", de 4 800 et 2 000 tonnes d'uranium et de plutonium contenus dans ces éléments avant irradiation ;

2.2. Un atelier de cisaillage et de dissolution des éléments combustibles irradiés ;

2.3. Un atelier de décontamination simultanée de l'uranium et du plutonium et de concentration des solutions des produits de fission ;

2.4. Un atelier de partition de l'uranium et du plutonium et de purification de l'uranium ;

2.5. Un atelier de purification, de conversion et de conditionnement du plutonium ;

2.6. Un atelier de conversion du nitrate d'uranyle ;

2.7. Un entreposage de l'oxyde de plutonium ;

2.8. Des entreposages de solutions de produits de fission d'une capacité de l'ordre de 960 mètres cubes, en vue de porter la capacité d'entreposage de l'établissement à environ 2 400 mètres cubes ;

2.9. Un atelier de solidification des solutions de produits de fission ;

2.10. Un atelier de conditionnement des résines provenant des opérations de traitement d'épuration des eaux contaminées ;

2.11. Un atelier de gestion des déchets solides ;

2.12. Les liaisons permettant les transferts nécessaires de solutions actives entre les ateliers concernés ;

2.13. Des bâtiments abritant les services communs de l'établissement.

L'exploitant, se conformera aux prescriptions 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 ;
De régime de l'eau ;
De protection et de contrôle des matières nucléaires ;
De protection de l'environnement.

L'exploitant respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :

4.1. Assurance de la qualité.

L'exploitant veillera à obtenir, d'une part, pour la conception et la construction des structures, systèmes et composants de l'installation importants pour la sûreté, et, d'autre part, pour l'exploitation de l'installation, une qualité appropriée. Un système efficace sera mis en place permettant que la qualité à rechercher soit définie puis obtenue, que ce résultat soit contrôlé et que les erreurs éventuelles soient rectifiées. Ce système comportera la mise en œuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques fondé sur des procédures écrites et archivées.

En particulier, l'exploitant procédera à la surveillance et au contrôle de l'action des constructeurs et des fournisseurs lors de la conception, de la réalisation et des essais de mise en service des différents matériels. L'exploitant rendra compte à l' Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection de cette surveillance et de ce contrôle. A ce titre, les documents exigés des constructeurs et des fournisseurs par les cahiers des charges seront mis à la disposition de l' Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection.

L'exploitant informera, le moment venu, l' Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection des actions entreprises en vue de qualifier les équipements importants pour la protection mentionnés à l'article 2.5.1 de l'arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base.

Les notes de calcul, plans d'exécution, programmes et procès-verbaux d'essais ainsi que les décisions concernant soit les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté, soit les procédures de conduite de l'installation seront archivés par l'exploitant durant toute la durée de la construction puis de l'exploitation de l'installation.

4.2. Confinement et protection contre la contamination chimique et radioactive.

L'installation sera conçue, réalisée et exploitée de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de contamination chimique et radioactive.

Pour ce qui concerne le risque de contamination radioactive, à l'intérieur de l'installation, les zones contrôlées ou surveillées seront délimitées conformément aux prescriptions des articles R. 4451-18 à R. 4451-28 du code du travail.

Dans les parties de l'installation où ce risque existe, des dispositions de ventilation maintiendront, par rapport à la pression atmosphérique, une dépression adaptée à l'importance du risque associé à chacune de ces parties compte tenu des opérations qui y seront conduites.

Les dispositifs de ventilation des parties de l'installation qui présentent un risque de contamination et qui communiquent entre elles, ou qui sont susceptibles de se trouver mises en communication, permettront l'établissement d'une cascade de dépressions suffisante pour prévenir la diffusion de toute contamination à partir des parties présentant les risques de contamination les plus élevés vers celles présentant de moindres risques.

L'air provenant des parties ventilées de l'installation présentant un risque de contamination sera filtré à travers des filtres à très haute efficacité et contrôlé avant rejet à l'extérieur. Les dispositifs de ventilation et notamment leurs filtres feront l'objet d'une surveillance régulière.

Les canalisations et la robinetterie seront réalisées en un matériau adapté à la nature des fluides transportés. Afin d'éviter le risque de contamination radioactive de la nappe phréatique, le transfert des liquides radioactifs à l'extérieur des bâtiments sera fait dans des canalisations en caniveaux avec chambres de visite et puisards ou avec doubles enveloppes, ou toute autre disposition permettant des garanties équivalentes. Caniveaux et doubles enveloppes seront étanches et présenteront les pentes et les capacités nécessaires pour assurer la collecte, aux regards de visite, des fuites éventuelles des canalisations et des chasses de rinçage pour vérification.

En pratique, le confinement des substances radioactives sera normalement assuré à l'aide de deux systèmes comprenant chacun des dispositifs de confinement adaptés aux risques de contamination considérés.

Le premier de ces systèmes préviendra la dispersion des substances radioactives. A cet égard, les appareils de procédé disposeront d'un système de collecte de leurs évents et seront placés dans des cellules ou des enceintes présentant une étanchéité appropriée. Ce premier système préviendra en particulier le risque de contamination des zones accessibles au personnel. De plus, un dispositif de détection des incidents éventuels de contamination consécutifs à la défaillance de ce premier système sera installé.

Le second système de confinement sera constitué par au moins une barrière physique. Ce second système complétera éventuellement la protection du personnel et préviendra la dispersion des substances radioactives à l'extérieur de l'installation en cas de défaillance éventuelle du premier système.

4.3. Protection contre l'exposition aux rayonnements ionisants.

Des dispositions de construction appropriées seront prises pour que, dans le cadre des règles générales d'exploitation prévues et compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment des opérations d'entretien et de réparation, les équivalents de dose reçus par le personnel restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible.

La qualité de la protection sera contrôlée avant la mise en œuvre de substances radioactives ou la nouvelle utilisation de chaque atelier, notamment au droit des traversées des protections biologiques.

Eventuellement, des aménagements seront prévus pour permettre la mise en place de protections complémentaires.

4.4. Prise en compte des risques de criticité.

L'installation sera conçue, réalisée et exploitée de façon à éviter une excursion critique. Les dispositions prises à la conception tiendront compte des caractéristiques des éléments combustibles de référence à traiter définies à l'article 1er, du présent décret.

Des consignes seront par ailleurs établies pour chaque atelier et unité de travail ainsi que pour les opérations de transfert et d'entreposage de matières fissiles.

Les parties de l'installation où l'éventualité d'une excursion critique ne pourrait pas être exclue et où les conséquences pour le personnel d'une telle excursion critique ne seraient pas négligeables, seront équipées d'un dispositif de détection et d'alarme.

4.5. Protection contre les séismes.

L'installation sera exploitée de telle manière qu'en cas de survenance d'un séisme d'intensité VII-VIII de l'échelle MSK, compte tenu du spectre de réponse du site, les conséquences demeurent acceptables pour le public et l'environnement.

4.6. Effluents liquides et gazeux.

Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des modalités de rejets fixées réglementairement pour l'établissement de La Hague.

L'exploitant prendra toutes dispositions utiles pour limiter les quantités d'effluents liquides radioactifs ou susceptibles de l'être qui seront dirigés vers la station de traitement, des effluents radio-actifs liquides ainsi que pour réduire la teneur de ces effluents en radio-éléments émetteurs alpha.

4.7. Déchets solides.

L'exploitant s'efforcera de réduire le volume des déchets solides produits dans l'établissement de La Hague.

Afin de faciliter leur traitement, leur conditionnement et leur entreposage ultérieur, les déchets résultant de l'exploitation de l'installation seront triés par nature et par catégorie de nuisance chimique ou radioactive.

De plus, toutes dispositions seront prises polir réduire et évaluer la radioactivité résiduelle provenant des radio-éléments émetteurs alpha, des embouts, des coques et des fines résultant des opérations de cisaillage et de dissolution des éléments combustibles irradiés ainsi que des autres déchets radioactifs solides produits.

L'exploitant soumettra le moment venu à l'approbation de l' Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection les modalités détaillées du conditionnement et de l'entreposage sur le site qu'il envisage de mettre en œuvre pour les différents types de déchets radioactifs solides produits par le fonctionnement de l'installation.

Dans une première période, les coques et les embouts, d'une part, les fines, d'autre part, pourront être conditionnés sous forme de blocs obtenus par enrobage dans un ciment approprié. Par ailleurs, l'exploitant adressera chaque année à l' Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un dossier décrivant les résultats obtenus des études poursuivies pour mettre au point et développer d'autres techniques de traitement et de conditionnement de ces déchets.

Aucun stockage de déchets n'aura lieu à l'intérieur de l'établissement.

4.8. Protection contre les incendies.

Des dispositions seront prises pour réduire les risques d'incendie notamment d'origine électrique, permettre la détection d'un incendie éventuel, en limiter l'extension et en assurer l'extinction. En particulier, les installations de ventilation seront équipées d'un système de détection d'incendie.

4.9. Protection contre les agressions de l'environnement.

Des dispositions seront prises en vue d'assurer un confinement suffisant des produits dangereux, 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.

L'exploitant, informé d'un projet de modification 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 prescriptions du présent décret ou sur la sûreté de l'installation, présentera à l' Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles.

4.10. Formation du personnel et conduite de l'exploitation.

Sans préjudice des dispositions du code du travail, le personnel qui sera affecté à l'installation possédera les aptitudes professionnelles normalement requises et aura reçu une formation particulière en matière de sûreté nucléaire et de protection contre les risques liés aux produits manipulés avant tout travail effectif sur des substances radioactives ou chimiques.

Les systèmes de protection et de sécurité des ateliers de l'installation ainsi que les parties des systèmes de contrôle et de commande qui intéressent la sûreté de ces ateliers seront conçus pour fournir des indications fiables au personnel de conduite, détecter toute évolution dangereuse des paramètres intéressant la sûreté et permettre la mise en état sûr de ces ateliers.

Les données essentielles concernant l'état des ateliers seront traduites en représentations aisément interprétables notamment dans les situations accidentelles.

4.11. Protection et contrôle des matières nucléaires.

Sans préjudice de l'application des articles L. 1333-1 à L. 1333-8 du code de la défense et des dispositions prévues à l'article 8 du présent décret, l'exploitant contrôlera l'accès à tout emplacement où des matières nucléaires sont stockées, manipulées ou traitées. Par ailleurs, l'exploitant tiendra une comptabilité qui fera apparaître les quantités de matières nucléaires reçues, traitées, livrées et entreposées, la teneur en uranium totale, en uranium 235 et en plutonium.

4.12. Auxiliaires.

Les diverses sources d'alimentation en énergie et en fluides auront une capacité, une redondance et une fiabilité appropriées pour assurer à tout moment l'alimentation des systèmes de protection et de sécurité des différents ateliers de l'installation, des parties des systèmes de contrôle et de commande qui intéressent la sûreté des ateliers ainsi que des systèmes d'évacuation de la chaleur dégagée dans les solutions de produits de fission, dans les piscines d'entreposage d'éléments combustibles irradiés et dans l'entreposage de l'oxyde de plutonium.

L'exploitant prendra toutes dispositions appropriées pour que, en cas de perte prolongée de l'alimentation électrique à partir du réseau électrique national, le confinement des substances radioactives soit assuré.

4.13. Manutention et entreposage des éléments combustibles irradiés.

Les équipements de manutention et d'entreposage des éléments combustibles irradiés seront conçus pour permettre l'entreposage de ces éléments dans les piscines visées à l'article 2.1 du présent décret neuf mois après leur retrait du réacteur nucléaire.

Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 6 et 7 devront préciser les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations d'entreposage et de manutention des éléments combustibles irradiés.

La radioactivité de l'eau des piscines d'entreposage des éléments combustibles irradiés sera contrôlée de façon à déceler les défauts d'étanchéité du gainage des éléments combustibles irradiés entreposés. L'activité volumique maximale admissible de l'eau des piscines de stockage en fonction des modalités d'exploitation, dans la limite d'un millicurie par mètre cube hors tritium, et les consignes correspondantes seront figées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 6 et 7 du présent décret.

4.14. Transports.

Les transports sur le site de substances radioactives seront effectués 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.

Les emballages de transport des éléments combustibles irradiés ou d'autres substances radioactives feront l'objet de contrôles de contamination à leur réception et avant leur expédition.

5.1. Les ateliers de l'installation visée à l'article 1er du présent décret seront construits ou exploités de façon que leur fonctionnement ne puisse être à l'origine de bruits ou de vibrations pouvant constituer une gêne pour la tranquillité du voisinage.
5.2. L'exploitant veillera à la qualité architecturale et à la bonne insertion dans le paysage des différents ateliers de l'installation visée à l'article 1er.

6.1. Dès que l'état d'avancement des plans d'exécution, d'aménagement ou de réutilisation de chaque atelier de l'installation visée, à l'article 1er le permettra, l'exploitant adressera au ministre de l'industrie un dossier précisant la conception détaillée de cet atelier, les règles, codes et normes utilisés et justifiant cette conception ainsi que l'utilisation de ces règles, codes et normes au regard, d'une part, des prescriptions de l'article 4 du présent décret et, d'autre part, des principes énoncés dans le dossier joint à la demande d'autorisation de création susvisée.
6.2. En outre, six mois au plus tard avant la mise en œuvre de substances radioactives dans chaque atelier ou la nouvelle utilisation de chaque atelier, l'exploitant présentera au ministre de l'industrie tous les éléments permettant de s'assurer que, compte tenu de la réalisation ou de l'état de l'atelier concerné, les prescriptions de l'article 4 du présent décret ont été ou pourront être respectées et que, compte tenu des règles générales d'exploitation proposées, les opérations correspondantes pourront être effectuées dans des conditions de sûreté satisfaisantes.
La mise en œuvre de substances radioactives dans chaque atelier ou, le cas échéant, la nouvelle utilisation de chaque atelier ne pourra intervenir qu'après approbation du ministre de l'industrie.
L'installation visée à l'article 1er du présent décret sera considérée comme mise en exploitation au sens de l'article 17 de la loi n° 75-1242 du 27 décembre 1975 deux mois après la notification de la première des approbations prévues ci-dessus.

I.-Dans les délais qui seront fixés par le ministre de l'industrie lors des approbations prévues à l'article 6 du présent décret, l'exploitant lui présentera les parties du rapport de sûreté de l'établissement de La Hague relatives à chacun des ateliers de l'installation visée à l'article 1er du présent décret.

Ces parties et leurs mises à jour éventuelles comporteront, outre les éléments prévus à l'article 6 du présent décret, toutes précisions sur les essais et épreuves effectués, sur les conditions réelles de démarrage et sur les enseignements tirés des essais pour l'atelier concerné.

L'installation visée à l'article 1er du présent décret ne pourra être considérée comme mise en service au sens du décret du 11 décembre 1963 susvisé qu'après que le ministre de l'industrie aura donné son approbation aux parties du rapport 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 des installations aux prescriptions du présent décret et pour que l'exploitation de celles-ci puisse être effectuée dans des conditions satisfaisantes de sûreté.

II.-Les règles générales d'exploitation prévues à l'article 20 du 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 précisent les modalités d'exploitation de l'installation en situation normale et en situations incidentelle et accidentelle.
Elles précisent en outre :

-les paramètres caractéristiques associés au domaine de fonctionnement de l'installation ;
-les dispositions de gestion des substances dangereuses ou radioactives, notamment pour limiter au strict nécessaire les quantités présentes sur l'installation ;
-les dispositifs de confinement des substances dangereuses ou radioactives ;
-la nature des systèmes de protection, de sécurité et de conduite, conçus pour permettre la détection des évolutions des paramètres importants pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement et pour mettre en état sûr l'installation ainsi que les consignes qui leur sont associées. Les alarmes relatives à la surveillance de paramètres importants pour la protection sont répercutées dans des locaux où une permanence est assurée. Au sein de l'installation, en des lieux connus des services d'intervention, des informations détaillées permettent de localiser l'événement détecté et d'agir efficacement ;
-les dispositions relatives aux opérations de transport et de manutention, notamment les règles de circulation ;
-la nature et les modalités des contrôles périodiques et les règles de maintenance des équipements, en particulier des équipements importants pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement ;
-les moyens de protection collectifs et individuels du personnel ainsi que les règles d'usage de ces moyens ;
-les dispositions relatives à la radioprotection, notamment les modalités de surveillance des niveaux de contamination atmosphérique et d'irradiation ;
-les modalités de gestion des colis non conformes, à leur arrivée sur l'installation comme pendant la durée de l'entreposage.

III.-Pour la mise en œuvre de substances radioactives pouvant être traitées dans l'installation en application de l'article 1er ci-dessus, tout nouveau type significativement différent des combustibles irradiés jusqu'ici traités dans l'installation et tout type d'assemblage mentionné à l'avant-dernier alinéa de l'article 1er font l'objet d'un accord préalable de l' Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection.

Les combustibles pour les réacteurs nucléaires à eau lourde doivent être regardés comme significativement, au sens de l'alinéa qui précède, différents des combustibles pour les réacteurs nucléaires à eau légère.

Doit être également regardé comme significativement différent, au sens du premier alinéa du III de l'article 7, tout type de combustible dont soit la composition isotopique diffère de celles des combustibles précédemment autorisés à être retraités dans l'installation, soit le taux de combustion est supérieur de plus de 5 % au taux de combustion le plus élevé précédemment autorisé pour ce type de combustible.

Des dispositions adéquates seront prises pour assurer la protection des ateliers de l'installation visée à l'article 1er du présent décret contre les actions de malveillance ainsi que contre le vol ou le détournement de matières fissiles ou radioactives.
L'installation visée à l'article 1er du présent décret sera désignée par le ministre de l'industrie comme installation d'importance vitale en exécution de l'article 1er de l'ordonnance n° 58-1371 du 29 décembre 1958 susvisée.
L'exploitant coopérera à ses frais, dans les conditions prévues par l'ordonnance du 29 décembre 1958 susvisée, aux mesures nécessaires pour assurer cette protection, conformément aux directives qui lui seront notifiées par le ministre de l'industrie.
Ces mesures seront intégrées dans le plan particulier de protection de l'établissement de La Hague soumis à l'approbation du préfet de la Manche en application de l'article 3 de ladite ordonnance.
Le contrôle de ces mesures sera assuré tant par le préfet de la Manche, 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 du 11 décembre 1963 susvisé.
Par ailleurs, l'exploitant précisera, pour ce qui concerne les différents ateliers de l'installation visée à l'article 1er du présent décret, les dispositions de construction qu'il compte prendre pour réduire les conséquences d'une action de malveillance. Ces dispositions feront l'objet d'une approbation du ministre de l'industrie.

Le délai prévu à l'article 5 du décret du 11 décembre 1963 susvisé viendra à expiration le 31 décembre 1996.

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