ANNEXE
DÉCRET NO DU AUTORISANT AREVA NC À CRÉER UNE INSTALLATION NUCLÉAIRE DE BASE DÉNOMMÉE ECRIN (ENTREPOSAGE CONFINÉ DE RÉSIDUS ISSUS DE LA CONVERSION) SUR LE SITE DE MALVÉSI, COMMUNE DE NARBONNE (DÉPARTEMENT DE L'AUDE)
NOR : DEVP1420857D
Le Premier ministre,
Sur le rapport de la ministre de l'écologie, du développement durable et de l'énergie,
Vu le code de l'environnement, notamment le chapitre II du titre IV et le titre IX de son livre V ;
Vu le code de la santé publique, notamment le chapitre III du titre III du livre III de sa première partie ;
Vu le code du travail ;
Vu le décret n° 2007-830 du 11 mai 2007 modifié relatif à la nomenclature des installations nucléaires de base ;
Vu le décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives ;
Vu le décret n° 2013-1304 du 27 décembre 2013 pris pour l'application de l'article L. 542-1-2 du code de l'environnement et établissant les prescriptions du plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs ;
Vu l'arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base ;
Vu l'avis de la Commission européenne en date du 23 novembre 2010 concernant le projet de modification des rejets d'effluents radioactifs provenant de l'installation de conversion Comurhex II, située à Malvési ;
Vu la demande présentée le 13 janvier 2012, complétée par les mises à jour des 25 février 2013 et 30 août 2013, relative à la demande d'autorisation de création de l'installation nucléaire de base ECRIN ;
Vu l'avis de la formation d'autorité environnementale du Conseil général de l'environnement et du développement durable en date du 10 juillet 2013 ;
Vu le rapport et les conclusions motivées rendus par la commission d'enquête à l'issue de l'enquête publique organisée du 21 novembre 2013 au 30 décembre 2013 inclus ;
Vu l'avis de la commission locale d'information ECRIN adopté le 7 janvier 2014 ;
Vu l'avis du préfet de l'Aude en date du 10 février 2014 ;
Vu les observations d'AREVA NC transmises par courrier du 3 décembre 2014 ;
Vu l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire en date du 26 mars 2015,
Décrète :
Article 1er
I. - La société AREVA NC, ci-après désignée « l'exploitant », est autorisée à exploiter sur le territoire de la commune de Narbonne (département de l'Aude), une installation nucléaire de base, dénommée « ECRIN » (entreposage confiné de résidus issus de la conversion), ci-après désignée « l'installation », dans les conditions prévues par le présent décret ainsi que par la demande d'autorisation susvisée et le dossier et les mises à jour joints à cette demande.
L'installation a pour objet l'entreposage de déchets radioactifs au sens de l'article L. 542-1-1 du code de l'environnement. Les déchets radioactifs autorisés dans l'installation sont :
- les résidus solides ainsi que leurs produits de traitement issus des activités de conversion de l'établissement d'AREVA NC Malvési déjà contenus dans l'installation à la date de publication du présent décret ;
- les résidus solides issus de la vidange des bassins dits B5 et B6 de l'établissement d'AREVA NC Malvési ;
- les déchets radioactifs produits par le fonctionnement de l'installation.
II. - Le périmètre de l'installation, au sens de l'article 16 du décret du 2 novembre 2007 susvisé, est délimité sur le plan annexé au présent décret (1).
L'installation, implantée sur le massif de stériles miniers et de résidus de traitement issus de l'exploitation d'une ancienne mine de soufre, est notamment constituée :
- des anciens bassins de décantation dits « B1 et B2 » ;
- de trois digues en bordures nord, est et ouest de l'installation ;
- d'un alvéole d'entreposage sur B2 ;
- d'une couverture bitumineuse recouvrant l'installation.
Article 2
I. - Caractéristiques de l'installation.
I.1. Limites du domaine de fonctionnement :
Le volume des déchets radioactifs entreposés dans l'installation mentionnés au I de l'article 1er et des matériaux permettant la construction de l'alvéole et le remodelage de la surface de l'installation est inférieur ou égal à 400 000 m3.
L'activité radiologique maximale est limitée à 120 TBq.
Le stockage de déchets radioactifs, au sens de l'article L. 542-1-1 du code de l'environnement, n'est pas autorisé à l'intérieur du périmètre de l'installation.
I.2. Phases de fonctionnement :
Le fonctionnement de l'installation comprendra les trois phases successives mentionnées ci-dessous :
1. La réalisation de travaux d'aménagement de l'installation comprenant :
a) La réalisation de l'alvéole dans l'installation et le remodelage de la surface de l'installation ;
b) Le remplissage de l'alvéole susmentionné ;
c) La pose de la couverture bitumineuse sur l'installation.
2. La surveillance de l'installation comprenant des opérations ponctuelles de maintenance, notamment des opérations de réparation de la couverture.
3. La reprise des déchets radioactifs contenus dans l'installation. Cette reprise pourra être achevée au cours des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de l'installation.
II. - Prévention des accidents.
Le fonctionnement de l'installation limite les conséquences des situations accidentelles suivantes sur les personnes et l'environnement :
1. Dégradation de la couverture bitumineuse notamment en cas d'incendie.
2. Explosion de gaz sous la couverture bitumineuse.
3. Effacement d'une digue.
III. - Fonctions fondamentales de sûreté.
III.1. Maîtrise du confinement :
Le fonctionnement de l'installation assure la maîtrise du risque de dissémination dans l'environnement de substances radioactives ou toxiques contenues dans les déchets radioactifs présents dans l'installation, en fonctionnement normal, incidentel ou accidentel.
Le confinement de ces substances est assuré par la couverture bitumineuse et les digues de l'installation. Le dispositif de confortement environnemental, commun aux diverses installations exploitées par AREVA NC sur le site de Malvési, participe à la maîtrise du transfert par voie souterraine de ces substances. A ce titre, l'ASN est associée au contrôle de ce dispositif.
III.2. Limitation de l'exposition aux rayonnements ionisants :
Le risque d'exposition aux rayonnements ionisants est maîtrisé par des dispositions limitant la remise en suspension des substances radioactives ainsi que par la limitation du temps de présence du personnel intervenant dans le périmètre de l'installation.
IV. - Protection de l'installation contre les risques d'origine interne ou induits par son environnement.
IV.1. Risques d'origine interne :
IV.1.1. Risques liés à l'incendie et à l'explosion :
Des dispositions sont prises pour protéger l'installation contre les risques d'explosion d'origine interne, en particulier liés à la présence d'hydrogène sulfuré. Un système de drainage des gaz permet de canaliser les gaz vers les exutoires implantés sur la couverture bitumeuse.
IV.1.2. Risques liés à la circulation et à la manutention :
Le fonctionnement de l'installation réduit le risque de chute de charges et en limite les conséquences.
IV.2. Risques induits par l'environnement de l'installation :
IV.2.1. Risques liés aux inondations :
La couverture bitumineuse limite l'entrée d'eau pluviale dans l'installation. Elle est munie d'un réseau de collecte des eaux pluviales.
IV.2.2. Risques liés à l'environnement industriel et aux voies de communication :
A la suite de tout événement lié à l'environnement industriel de l'installation susceptible d'avoir un impact sur l'installation, l'exploitant vérifie l'état de la couverture bitumineuse et exerce une surveillance renforcée de la stabilité des digues.
IV.2.3. Risques liés aux incendies d'origine externe :
Des dispositions sont prises en vue de protéger l'installation contre les incendies d'origine externe.
IV.2.4. Risques liés aux conditions météorologiques extrêmes :
L'exploitant renforce les actions de surveillance des dispositifs de confinement des substances radioactives de l'installation à la suite d'épisodes météorologiques extrêmes.
V. - Fonctionnement de l'installation.
V.1. Règles générales d'exploitation de l'installation :
Les règles générales d'exploitation mentionnées à l'article 20 du décret du 2 novembre 2007 susvisé précisent les modalités d'exploitation de l'installation en situation normale et en situations incidentelle et accidentelle. Elles fixent également les moyens de protection collectifs et individuels du personnel ainsi que les règles d'usage de ces moyens. Elles exposent en outre :
- les paramètres caractéristiques associés au domaine de fonctionnement ;
- en tant que de besoin, la nature et les modalités des contrôles périodiques et les règles de maintenance des équipements, notamment des systèmes de protection et en particulier du dispositif de confortement environnemental mentionné au III.1 ;
- les règles de circulation et d'utilisation d'engins de manutention sur l'installation ou de la circulation sur la couverture bitumineuse ;
- les actions de surveillance du niveau de la nappe perchée, des digues et de la tenue de celles-ci ;
- les dispositions prises en vue de la protection de l'installation ;
- les conditions d'intervention dans l'installation pour les opérations de maintenance ou de surveillance.
V.2. Systèmes de protection :
Les systèmes de protection et de sécurité de l'installation sont conçus pour permettre la détection des évolutions des paramètres importants pour la protection et pour mettre l'installation dans un état sûr.
V.3. Effluents liquides radioactifs et chimiques :
Les caractéristiques des effluents liquides issus de l'installation sont compatibles avec les exutoires envisagés.
Le cas échéant, ces effluents font l'objet d'un traitement avant de rejoindre l'exutoire envisagé.
V.4. Gestion des déchets radioactifs :
Les déchets radioactifs produits par le fonctionnement de l'installation sont entreposés dans une zone spécifique de l'installation définie dans les règles générales d'exploitation mentionnées au V.1.
V.5. Protection des populations contre les rayonnements ionisants :
L'exploitant procède à la surveillance de la dose annuelle en limite de site due aux rayonnements ionisants. Il communique les résultats de cette surveillance à l'Autorité de sûreté nucléaire.
Article 3
La présente autorisation d'entreposage est accordée pour une durée de trente ans. Au plus tard cinq ans avant cette échéance, l'exploitant remet un dossier de demande d'autorisation de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de son installation.
Article 4
La reprise des déchets radioactifs mentionnée au 3 du I.2 de l'article 2 est soumise à l'accord préalable de l'Autorité de sûreté nucléaire. A cette fin, au moins trois ans avant le début des opérations de reprise, l'exploitant dépose un dossier décrivant ces opérations et justifiant que les risques et inconvénients qu'elles représentent sont suffisamment limités et prévenus.
Article 5
Une procédure de gestion des équipements communs à l'installation nucléaire de base et à l'installation classée située sur le même site, contenant notamment le dispositif de confortement environnemental mentionné au III.1 de l'article 2, est établie par l'exploitant.
Une procédure de gestion des effluents de l'installation nucléaire de base qui font l'objet de mesures de gestion communes avec des effluents de l'installation classée située sur le même site est établie par l'exploitant.
Article 6
L'Autorité de sûreté nucléaire est informée, par l'inspection des installations classées, du résultat des actions de contrôle réalisées sur les équipements nécessaires au fonctionnement de l'installation nucléaire de base qui sont intégrées aux installations classées situées hors du périmètre défini à l'article 1er, et notamment le dispositif de confortement environnemental mentionné au III.1 de l'article 2. Des inspecteurs de la sûreté nucléaire de l'ASN sont invités à participer à ces actions de contrôle.
L'ASN est consultée pour avis sur les prescriptions prises par le préfet de l'Aude concernant ces équipements. Elle communique au préfet de l'Aude ses projets de prescriptions pouvant avoir des conséquences sur ces équipements.
Article 7
Le délai de mise en service mentionné à l'article L. 593-8 du code de l'environnement est fixé à trois ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel de la République française.
Article 8
I. - L'exploitant mène des études et investigations afin d'évaluer la faisabilité des options de stockage envisagées pour permettre la mise en œuvre de solutions de gestion définitive pour les déchets radioactifs mentionnés au I de l'article 1er à l'issue de leur entreposage. Il établit tous les cinq ans et jusqu'à la mise à l'arrêt définitif de l'installation un bilan des résultats obtenus et transmet ce bilan à l'Autorité de sûreté nucléaire. Ce bilan inclut l'ensemble des opérations nécessaires pour la reprise, le conditionnement, le cas échéant après traitement, et l'évacuation des déchets radioactifs entreposés dans l'installation.
II. - Lorsqu'une solution de gestion définitive est disponible pour les déchets radioactifs mentionnés au I de l'article 1er, l'exploitant prend toute disposition pour procéder à leur évacuation dans les meilleurs délais en tenant compte des éventuelles contraintes de radioprotection, de transport et des conditions technico-économiques.
Article 9
Le premier réexamen de sûreté est effectué au plus tard cinq ans après la fin de la phase 1 définie au paragraphe I.2 de l'article 2 ci-dessus, et, en tout état de cause, au plus tard dix ans après la publication du présent décret.
Article 10
Un dossier présentant l'état chimique et radiologique du site et de son environnement immédiat est mis à jour et transmis à l'ASN à l'occasion des réexamens de sûreté.
L'exploitant transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire annuellement un bilan de la surveillance de l'installation comprenant l'interprétation des résultats obtenus.
Article 11
La ministre de l'écologie, du développement durable et de l'énergie est chargée de l'exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.
Fait le .
Par le Premier ministre :
La ministre de l'écologie, du développement durable et de l'énergie,
 Ségolène Royal

          (1) Ce plan peut être consulté à l'Autorité de sûreté nucléaire, 15, rue Louis-Lejeune, 92541 Montrouge, et 67-69, avenue du Prado, 13286 Marseille, ou à la préfecture de l'Aude, 52, rue Jean-Bringer, CS 20001, 11836 Carcassonne.