Vu les procédures suivantes :

              1) Sous le n° 416140, par une requête, un mémoire en réplique et un nouveau mémoire, enregistrés les 30 novembre 2017, 8 juin 2018 et 28 juin 2019 au secrétariat du contentieux du Conseil d'Etat, les associations Réseau " Sortir du nucléaire ", Greenpeace France, Comité de réflexion d'information et de lutte anti-nucléaire (CRILAN) et Stop EPR ni à Penly ni ailleurs demandent au Conseil d'Etat :

              1°) d'annuler pour excès de pouvoir l'avis n° 2017-AV-0298 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 10 octobre 2017 relatif à l'anomalie de la composition de l'acier du fond et du couvercle de la cuve du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville (INB n° 167) ; 

              2°) de mettre à la charge de l'Autorité de sûreté nucléaire la somme de 3 000 euros au titre de l'article L. 761-1 du code de justice administrative.

              2) Sous le n° 425780, par une requête, deux mémoires en réplique et un nouveau mémoire, enregistrés les 27 novembre 2018, 27 février, 13 mai et 28 juin 2019 au secrétariat du contentieux du Conseil d'Etat, les associations Réseau " Sortir du nucléaire ", Greenpeace France, Comité de réflexion d'information et de lutte anti-nucléaire (CRILAN) et Stop EPR ni à Penly ni ailleurs demandent au Conseil d'Etat :

              1°) d'annuler pour excès de pouvoir la décision n° 2018-DC-0643 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 9 octobre 2018 autorisant la mise en service et l'utilisation de la cuve du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville (INB n° 167) ; 

              2°) de mettre à la charge de l'Autorité de sûreté nucléaire la somme de 5 000 euros au titre de l'article L. 761-1 du code de justice administrative.

			....................................................................................

              Vu les autres pièces des dossiers ;

              Vu : 

              - le code de l'environnement ;

              - le code des relations entre le public et l'administration ;

              - le décret n° 2007-534 du 10 avril 2007 ;

              - l'arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base ;

              - l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires ;

              - le code de justice administrative ;

              Après avoir entendu en séance publique :

              - le rapport de Mme Coralie Albumazard, maître des requêtes en service extraordinaire,  

              - les conclusions de M. Stéphane Hoynck, rapporteur public ;

              La parole ayant été donnée, avant et après les conclusions, à la SCP Piwnica, Molinié, avocat de la société Electricité de France, et à la SCP Foussard, Froger, avocat de la société Framatome ;

              Considérant ce qui suit :

              1.	Il ressort des pièces des dossiers que des essais réalisés dans le cadre de la qualification technique des calottes du fond et du couvercle de la cuve du réacteur EPR de la centrale de Flamanville ont mis en évidence que ces composants n'avaient pas les caractéristiques requises initialement lors de leur conception par le fabricant, la société Areva NP aux droits de laquelle vient désormais la société Framatome, en raison d'un excès de carbone dans l'acier. Cette société a mis en oeuvre un programme de caractérisation spécifique, destiné à démontrer que le matériau utilisé était suffisamment ductile et tenace et à justifier un niveau de sécurité global équivalent. Dans la perspective de la transmission à l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) d'une demande d'autorisation dérogatoire de mise en service et d'utilisation de la cuve de ce réacteur, en application de l'article 9 de l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires, la société a consulté l'ASN sur cette démarche de justification. Par un avis du 10 octobre 2017, l'ASN a indiqué que les anomalies détectées n'étaient pas de nature à remettre en cause la mise en service et l'utilisation de cette cuve, sous réserve du respect de différentes conditions. Ultérieurement, par une décision du 9 octobre 2018, l'ASN a autorisé, sous réserve du respect de certaines prescriptions, la mise en service et l'utilisation de cette cuve. Les associations requérantes demandent l'annulation pour excès de pouvoir de l'avis émis le 10 octobre 2017 par la requête enregistrée sous le n° 416140 et de la décision du 9 octobre 2018 par la requête enregistrée sous le n° 425780. Il y a lieu de joindre ces deux requêtes pour statuer par une même décision.

              Sur le cadre juridique du litige :

              2.	En vertu de l'article L. 557-4 du code de l'environnement, les produits ou les équipements mentionnés à l'article L. 557-1 de ce code, qui incluent notamment les appareils à pression, ne peuvent être mis à disposition sur le marché, stockés en vue de leur mise à disposition sur le marché, installés, mis en service, utilisés, importés ou transférés que s'ils sont conformes à des exigences essentielles de sécurité relatives à leurs performance, conception, composition, fabrication et fonctionnement et à des exigences d'étiquetage. L'article L. 557-5 du même code prévoit que, pour tout produit ou équipement mentionné à l'article L. 557-1, le fabricant suit une procédure d'évaluation de la conformité en s'adressant à un organisme mentionné à l'article L. 557-31. 

              3.	Aux termes de l'article L. 557-6 du code de l'environnement : " Certains produits ou équipements peuvent être mis à disposition sur le marché, stockés en vue de leur mise à disposition sur le marché, installés, mis en service, utilisés, importés ou transférés sans avoir satisfait aux articles L. 557-4 et L. 557-5, sur demande dûment justifiée du fabricant ou, le cas échéant, de son mandataire, ou s'ils sont conformes aux exigences des réglementations antérieures ou en vigueur en France ou dans un Etat membre de l'Union européenne ou de l'Association européenne de libre-échange, dans les cas et les conditions fixés par voie réglementaire ". L'article R. 557-1-2 du même code désigne l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) comme étant l'autorité administrative compétente pour l'application de ces dispositions aux équipements sous pression nucléaires et ensembles nucléaires et pour les décisions individuelles relatives au suivi en service des appareils à pression implantés dans le périmètre d'une installation nucléaire de base, à l'exception des équipements sous pression transportables. Aux termes de l'article R. 557-1-3 du même code : " L'autorité administrative compétente au sens de l'article R. 557-1-2 peut, sur demande dûment justifiée, autoriser sur le territoire national la mise à disposition sur le marché, le stockage en vue de la mise à disposition sur le marché, l'installation, la mise en service, l'utilisation, l'importation ou le transfert de certains produits et équipements sans que ceux-ci aient satisfait à l'ensemble des exigences des articles L. 557-4 et L. 557-5 et du présent chapitre, ou accorder des aménagements aux règles de suivi en service prévues par le présent chapitre, dans des conditions fixées, le cas échéant, par un arrêté pris, selon les cas mentionnés à l'article R. 557-1-2, par le ministre chargé des transports de matières dangereuses, le ministre de la défense, le ministre chargé de la sûreté nucléaire ou le ministre chargé de la sécurité industrielle. / Ces autorisations et aménagements peuvent être temporaires. L'autorité administrative compétente fixe toute condition de nature à assurer la sécurité du produit ou de l'équipement dans le cadre de ces autorisations et aménagements. / Le silence gardé pendant plus de six mois sur une demande d'autorisation ou d'aménagement vaut décision de rejet ". Aux termes de l'article 9 de l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires : " En application de l'article R. 557-1-3 du code de l'environnement, en cas de difficulté particulière et sur demande dûment justifiée, assurant notamment que les risques sont suffisamment prévenus ou limités, l'Autorité de sûreté nucléaire peut, par décision prise après avis de la Commission centrale des appareils à pression, autoriser l'installation, la mise en service, l'utilisation et le transfert d'un équipement sous pression nucléaire ou d'un ensemble nucléaire n'ayant pas satisfait à l'ensemble des exigences des articles L. 557-4 et L. 557-5 du code de l'environnement, du chapitre VII du titre V du livre V de la partie réglementaire du code de l'environnement et du présent arrêté. / La demande doit être accompagnée d'une analyse, menée en lien avec l'exploitant, des conséquences réelles et potentielles vis-à-vis de la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement. Pour les équipements et ensembles dont l'évaluation de la conformité fait intervenir un organisme mentionné à l'article L. 557-31 du code de l'environnement habilité à évaluer la conformité des équipements sous pression nucléaires en application de l'article 6 du présent arrêté, la demande doit également être accompagnée d'un rapport d'un tel organisme statuant sur la conformité aux exigences ne faisant pas l'objet de la demande. / L'autorisation peut être assortie de prescriptions. / Lorsqu'une autorisation a été accordée en application du premier alinéa du présent article, le fabricant n'établit pas de déclaration de conformité, et les exigences relatives au suivi en service appelant l'attestation, le certificat ou le procès-verbal normalement délivré à la fin de la procédure d'évaluation de la conformité ou la déclaration de conformité du fabricant seront considérées comme satisfaites ". 

              4.	Aux termes du II de l'article 2 du décret du 10 avril 2007 autorisant la création de l'installation nucléaire de base dénommée Flamanville 3, comportant un réacteur nucléaire de type EPR, sur le site de Flamanville (Manche) : " Le réacteur doit être conçu, construit et exploité de manière à empêcher la survenue des situations suivantes : / la rupture des composants du circuit primaire et de certaines tuyauteries sous pression (...) ". Le même article dispose que : " Les accidents avec fusion du coeur pouvant conduire à des rejets précoces importants font l'objet de mesures de prévention, reposant sur des dispositions de conception, complétées si nécessaire par des dispositions d'exploitation, dont la performance et la fiabilité doivent permettre de considérer ce type de situation comme exclu ".

              Sur la requête tendant à l'annulation de l'avis émis par l'Autorité de sûreté nucléaire le 10 octobre 2017 :

              5.	Par cet avis du 10 octobre 2017, émis après de nombreux échanges avec EDF et Areva NP, devenu Framatome, l'Autorité de sûreté nucléaire s'est bornée à exposer que l'anomalie de la composition en carbone de l'acier du fond et du couvercle de la cuve du réacteur EPR de Flamanville n'était pas de nature à remettre en cause la mise en service et l'utilisation de celle-ci, sous réserve de mettre en oeuvre certains contrôles spécifiques et de limiter l'utilisation du couvercle au 31 décembre 2024, et que les engagements d'Areva NP et d'EDF, formulés dans deux courriers des 6 et 9 juin 2017, devraient être intégrés dans la demande d'autorisation prévue à l'article 9 de l'arrêté du 30 décembre 2015 précité, Areva NP devant en outre confirmer, dans cette demande d'autorisation, les chargements mécaniques sur le couvercle dans la situation d'éjection de grappe. Eu égard à son objet et à sa portée, cet avis ne produit par lui-même aucun effet juridique susceptible de faire grief aux associations requérantes. Il s'ensuit que la requête enregistrée sous le n° 416140 ne peut qu'être rejetée comme irrecevable.

              Sur la requête tendant à l'annulation de la décision de l'Autorité de sûreté nucléaire du 9 octobre 2018 :

              6.	Par la décision du 9 octobre 2018, l'Autorité de sûreté nucléaire a relevé que, si la présence d'un excès de carbone peut conduire dans certaines conditions à diminuer la ténacité de l'acier, c'est-à-dire sa résistance à la propagation d'une fissure, et est susceptible de remettre en cause sa résistance à la rupture brutale, en l'espèce, les propriétés de ténacité présentées par le matériau des calottes du fond et du couvercle de la cuve du réacteur EPR de Flamanville, bien que présentant des valeurs de résilience localement inférieures à celles prévues lors de leur conception, sont suffisantes pour prévenir, avec les coefficients de sécurité requis, leur risque de rupture brutale, en tenant compte de l'éventuel défaut le plus défavorable. Il ressort des pièces du dossier que, pour parvenir à cette conclusion, l'ASN a fondé son analyse sur trois paramètres que sont les dimensions, l'orientation et la position d'éventuels défauts, les propriétés mécaniques de l'acier comportant un excès de carbone et les chargements thermomécaniques résultant de changements de température et de pression durant le fonctionnement normal et accidentel du réacteur, au terme d'un programme de contrôles réalisés par le fabricant sous la surveillance d'organismes indépendants mandatés par l'ASN à cette fin, elle-même ayant réalisé des inspections dans deux laboratoires du groupe Areva ayant participé à la mise en oeuvre de ce programme. Il ressort également des pièces du dossier que l'ASN a en outre fait refaire certains essais mécaniques et contrôles volumiques non destructifs réalisés lors de la fabrication des éléments du fond et du couvercle de la cuve fabriqués par la société Creusot Forge, en raison des irrégularités détectées dans cette usine, lesquels se sont avérés cohérents avec les résultats des essais d'origine et ont apporté des garanties complémentaires sur la qualité des pièces concernées. Il ressort enfin des pièces du dossier que le dossier technique relatif à l'anomalie de la composition chimique de l'acier du fond et du couvercle a fait l'objet d'une instruction par l'ASN et par l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire, lequel a réalisé ses propres calculs, qui ne remettent pas en cause les résultats présentés par le fabricant, ainsi que d'un avis du groupe permanent d'experts pour les équipements sous pression nucléaires. C'est au vu de ces éléments que l'ASN a estimé que les risques étaient suffisamment prévenus et limités et que la cuve du réacteur EPR de Flamanville pouvait être mise en service et utilisée, tout en assortissant cette autorisation, afin d'assurer que les paramètres susmentionnés restent dans le cadre de la justification tout au long du fonctionnement du réacteur, de prescriptions relatives à la durée d'utilisation du couvercle, qui ne pourra excéder le 31 décembre 2024, à la réalisation d'un programme d'essais de suivi du vieillissement thermique ainsi qu'à des contrôles en service capables de détecter les " défauts perpendiculaires aux peaux " à chaque requalification complète du circuit primaire principal.

              En premier lieu, contrairement à ce qui est soutenu, la décision litigieuse comporte, conformément aux exigences de l'article L. 211-3 du code des relations entre le public et l'administration, l'exposé des motifs de fait et de droit sur lesquels s'est fondée l'ASN, en particulier les raisons pour lesquelles elle estime qu'une difficulté particulière est caractérisée et que la demande de Framatome justifie le recours au dispositif d'autorisation dérogatoire prévu par l'article 9 de l'arrêté du 30 décembre 2015. Par suite, le moyen tiré de ce que la décision attaquée serait insuffisamment motivée doit être écarté.

              7.	En deuxième lieu, les dispositions de l'article 9 de l'arrêté du 30 décembre 2015 subordonnent la délivrance d'une autorisation dérogatoire à l'existence d'une " difficulté particulière ". Il ressort des termes de la décision attaquée que l'ASN a estimé, au vu des éléments fournis par le fabricant, qu'une simple remise en conformité de la cuve du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville, et notamment de son fond, par des opérations de réparation ou de remplacement des composants concernés n'était pas raisonnablement envisageable, cette circonstance caractérisant une difficulté particulière au sens de la réglementation précitée. En se prononçant ainsi, l'ASN n'a pas fait une inexacte application des dispositions en cause. 

              8.	En troisième lieu, d'une part, les requérants soutiennent que la décision serait illégale dès lors que, quelles que soient les prescriptions d'utilisation et de surveillance dont elle pourrait être assortie, la procédure dérogatoire litigieuse, qui concerne des composants essentiels d'un réacteur nucléaire, ne permettrait pas d'assurer un niveau de sécurité identique à celui garanti par une conception et une fabrication conformes, qu'elle méconnaîtrait le " principe d'exclusion de rupture " découlant notamment de l'article 2 du décret du 10 avril 2007 autorisant la création de l'installation nucléaire de base dénommée Flamanville 3 et qu'elle serait contraire au principe de non-rétroactivité, les anomalies de la cuve étant antérieures aux dispositions réglementaires citées au point 4. Cependant, il résulte de ces dispositions, dont la légalité n'est pas contestée, qu'elles n'ont pas pour objet de dispenser les appareils à pression nucléaires concernés du respect des exigences de sécurité, mais de permettre, au cas par cas et au terme d'un examen particulier, à des équipements à pression nucléaires ne satisfaisant pas à l'ensemble des exigences formelles de conformité d'être mis en service dès lors qu'ils satisfont, sous le contrôle de l'ASN, à des conditions qu'il appartient à cette dernière de fixer afin d'assurer un niveau de sécurité identique. Cette procédure peut trouver à s'appliquer, dans les conditions et limites qui viennent d'être rappelées, à des composants essentiels du réacteur, même s'ils ont été conçus et fabriqués avant l'entrée en vigueur de ces dispositions. Est, à cet égard, par elle-même sans incidence la circonstance que ces anomalies seraient imputables à des défaillances du fabricant ou qu'elles auraient été découvertes par l'ASN. En outre, il ne résulte ni de ces dispositions ni en tout état de cause des règles dites de " défense en profondeur " prévues à l'article 3.1 de l'arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base que le respect par les équipements concernés des exigences de sécurité ne pourrait être assuré, comme c'est le cas en l'espèce, par des prescriptions préventives édictées par l'ASN concernant l'utilisation ou la surveillance des équipements concernés après leur mise en service. Il se déduit de l'ensemble de ces éléments que les moyens mentionnés ci-dessus doivent être écartés.

              9.	D'autre part, ainsi que cela a été dit au point 6, la décision litigieuse a été prise au terme d'un programme d'essais techniques réalisés par le fabricant sous la supervision directe de l'ASN, en association et sous le contrôle de divers organismes et laboratoires indépendants et dans le cadre d'une instruction conjointe avec l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire. Il ressort des pièces du dossier que, ce faisant, l'ASN s'est assurée, au terme d'un examen particulier réalisé dans les conditions qu'elle a fixées, que la cuve du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville, malgré les anomalies relevées, présente un niveau de sécurité identique à celui résultant du respect des exigences mentionnées à l'article L. 557-4 du code de l'environnement précité. Par suite, compte tenu de ce qui a été dit au point précédent, et eu égard à la teneur de l'argumentation des requérantes qui ne critiquent pas le bien-fondé des prescriptions dont est assortie l'autorisation litigieuse et ne font état d'aucun élément précis et concret de nature à établir que cette décision ne conduirait pas, en l'espèce, à assurer un niveau de sécurité identique, il ne ressort pas des pièces du dossier qu'en accordant l'autorisation de mise en service de la cuve du réacteur sous réserve de prescriptions relatives à la durée d'utilisation du couvercle, qui ne pourra excéder le 31 décembre 2024, à la réalisation d'un programme d'essais de suivi du vieillissement thermique ainsi qu'à des contrôles en service capables de détecter les " défauts perpendiculaires aux peaux " à chaque requalification complète du circuit primaire principal, l'ASN aurait entaché sa décision d'une erreur d'appréciation. 

              10.	Il résulte de tout ce qui précède que l'association Réseau " Sortir du nucléaire " et autres ne sont pas fondées à demander l'annulation de la décision attaquée. Par suite, leur requête doit être rejetée.

              Sur les conclusions présentées au titre des dispositions de l'article L. 761-1 du code de justice administrative : 

              11.	Les dispositions de l'article L. 761-1 du code de justice administrative font obstacle à ce qu'une somme soit mise à la charge de l'ASN qui n'est pas, dans ces instances, la partie perdante. En outre, il n'y a pas lieu, dans les circonstances de l'espèce, de faire droit aux conclusions présentées dans chacune de ces instances par les sociétés EDF et Framatome au titre des mêmes dispositions.  
D E C I D E :

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Article 1er : Les requêtes n° 416140 et 425780 de l'association Réseau " Sortir du nucléaire " et autres sont rejetées.

Article 2 : Les conclusions des sociétés EDF et Framatome présentées au titre de l'article L. 761-1 du code de justice administrative sont rejetées.

Article 3 : La présente décision sera notifiée à l'association Réseau " Sortir du nucléaire ", première dénommée pour l'ensemble des requérantes, à l'Autorité de sûreté nucléaire, à la société Electricité de France et à la société Framatome. 

Copie en sera adressée au ministre d'Etat, ministre de la transition écologique et solidaire.
[RJ1] Rappr., sur les conditions encadrant la délivrance d'une telle autorisation, dont l'exigence d'un niveau de sécurité identique à celui qui résulterait du respect des exigences essentielles de sécurité, CE, 16 octobre 2017, Association Notre Affaire à tous et autres, n°s 397606 401136, pts. 5 et 14, inédite au Recueil.