Décret n°76-771 du 27 juillet 1976 AUTORISANT EDF A CREER LES 4E ET 5E TRANCHES DE LA CENTRALE NUCLEAIRE DU BUGEY (AIN)
Article 3

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 suffisante 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 oeuvre 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 lise en service des différents matériels, notamment de la cuve et des autres composants du circuit primaire, compte tenu en particulier des dispositions de l'arrêté du 26 février 1974 relatif au circuit primaire principal des chaudières nucléaires à eau. Electricité de France devra rendre compte au ministre de l'industrie et de la recherche 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 dispositions du service central de sûreté des installations nucléaires. 2. Eléments combustibles. Un dossier précisant les caractéristiques des éléments combustibles, les contrôles prévus pour s’assurer de leur qualité, et la validité des options retenues quant à la sûreté pour les tran­ches 4 et 5 de la centrale compte tenu de ces caractéristiques, devra être adressé au service central de sûreté des installations nucléairesavant le 1er septembre 1976. Un dispositif de mesure de la radioactivité de l’eau de refroi­dissement du coeur devra permettre d’évaluer les défauts éven­tuels degainage 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. 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 delimiter 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 constructives 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 prévus 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 des 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 télécommandés. 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 et 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. Dans toutes les circonstances plausibles où cela serait néces­saire, il devra être possible de mettre simultanément en arrêt froid les deux tranches jumelées, dans un délai suffisamment court, compte tenu de ces circonstances. 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 tuyauterie 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, des systèmes de protection pouvant agir en particulier sur des systèmes 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 condi­tions de fonctionnement (normales, transitoires et accidentelles), quelle que soit la configuration ducœur. Ceci devra être réalisé avec un coefficient effectif de multiplication inférieur à 0,99, même si la grappe dont l’efficacité est la plus grande 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 constructives 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 la puissance du réacteur depuis le niveau de puissance résultant de la multiplication sous-critique au niveau source jusqu’au-delà de la puissance nominale. Des dispositifs automatiques devront provoquer l’arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de sa puissance nominale. Des actions correctrices suffisantes 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. Les différentes parties des voies de sécurité 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 au plus tard dans un délai de six mois à compter de la publication du présent décret au Journal officiel. 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 900 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 et de la recherche 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 établi en même temps que le rapport provi­soire de sûreté prévu à l’article4 et qui sera communiqué au service central de protection contre les rayonnements ionisants. 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 VII de l’échelle macrosismique internationale, 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. 11. Protection contre les projectiles et les effets dynamiques. Les dispositifs et circuits de sécurité, dont les systèmes de pro­tection et de sauvegarde, le circuit primaire et l’enceinte de confinement, les structures de stockage du combustible et des effluents devront être protégés, de façon suffisante, par des dis­positions constructives et, selon les cas, par redondance, contre tous les effets dynamiques et les projectiles susceptibles d’at­teindre ces ouvrages et notamment ceux qui pourraient résulter de défaillances d’équipements de l’installation ou d’installations voisines. A cet égard, l’installation devra être protégée par des dispo­sitions constructives suffisantes contre les chutes d’aéronefs susceptibles de se produire sur le site de la centrale. 12. Jumelage des deux tranches. Un incident sur l’une des deux tranches ne devra en aucune façon porter atteinte à la sûreté de l’autre tranche. 13. 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. 14. Auxiliaires. Les diverses sources d’alimentation en énergie et en fluides devront être de capacité, de redondance et en nombre suffisants 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. 15. Protection radiologique de l’environnement. Toutes dispositions devront être prises pour permettre le res­pect des modalités de rejets qui seront fixées par les arrêtés prévus dans le cadre de la réglementation en vigueur. 16. Stockage et traitement des déchets et effluents radioactifs. Aucun stockage définitif de substances radioactives n’aura lieu sur le site. L’installation devra comprendre une station de traitement des effluents liquides radioactifs avant rejet. Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuites des systèmes de traitement et de stockage des effluents. 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.