Décret n° 2006-190 du 15 février 2006 autorisant la Société industrielle de combustible nucléaire à procéder aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de l'installation nucléaire de base n° 90 dénommée atelier de pastillage sur le territoire de la commune de Veurey-Voroize (Isère)
Article 3

L'exploitant respecte les prescriptions techniques générales énumérées ci-après : 3.1. Obligations préalables aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement Préalablement à l'ouverture d'un chantier relatif aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement, l'exploitant : - définit les périmètres d'intervention, les circulations du personnel, du matériel et des déchets ainsi que les dispositions prises pour éviter les transferts éventuels de contamination radioactive de la zone de chantier vers les zones non concernées par les opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement ; - rédige les procédures et les modes opératoires relatifs aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement, ainsi que les analyses de sûreté et de radioprotection correspondantes et les consignes associées. 3.2. Modification des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement Les opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de l'atelier de pastillage sont réalisées dans les conditions définies dans les documents mentionnés à l'article 1er. Le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection est avisé par l'exploitant de toute modification entraînant une mise à jour des documents de sûreté de l'installation : rapport de sûreté, règles générales de surveillance et d'entretien, plan d'urgence interne. Sont soumises à l'autorisation du directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection les modifications, même temporaires, qui remettent en cause la démonstration de sûreté de l'installation, telle qu'exposée dans le rapport de sûreté. Pour toute autre modification, l'exploitant peut, s'il l'estime nécessaire, solliciter l'autorisation du directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. 3.3. Contrôle des systèmes participant à la sûreté Le bon fonctionnement des différents systèmes ou appareils participant à la sûreté de l'installation lors des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de l'atelier de pastillage est contrôlé conformément à la réglementation en vigueur et selon une périodicité précisée dans les règles générales de surveillance et d'entretien, ainsi qu'après toute intervention sur ces équipements. En particulier, le bon fonctionnement des dispositifs de détection des rayonnements, de sécurité et de conduite fait l'objet d'une surveillance régulière et d'opérations d'entretien de façon à fournir des indications fiables pour détecter les évolutions des paramètres importants pour la sûreté et pour assurer le maintien en état sûr des installations. Les documents correspondants sont archivés et tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base. 3.4. Qualité de l'installation En application de l'arrêté du 10 août 1984 susvisé, l'exploitant veille à obtenir pour les éléments de l'installation modifiée une qualité appropriée par la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondées sur des procédures écrites et archivées. L'exploitant réalise un recensement, un classement et un archivage de tous les documents relatifs aux opérations visées par le présent décret (notamment descriptif et bilan des opérations réalisées, état radiologique atteint). Il s'assure de la pérennité de cet archivage. 3.5. Confinement et protection contre le risque de dissémination des substances radioactives L'installation est surveillée de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre la dissémination de substances radioactives à l'intérieur de l'installation et dans son environnement. Le compte rendu de cette surveillance est adressé chaque année au directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. Toutes les alarmes importantes pour la sûreté sont reportées dans des locaux où une permanence est assurée. Dans les installations, et en des lieux connus des services d'intervention, des informations détaillées permettent de localiser l'événement détecté et d'agir efficacement. 3.6. Protection des travailleurs et du public contre l'exposition aux rayonnements ionisants Des zones réglementées sont délimitées à l'intérieur de l'installation dans les conditions prévues par l'article R. 231-81 du code du travail. Dans le respect de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées sont prises pour que les doses efficaces individuelles et collectives reçues par les travailleurs et le public restent aussi faibles que raisonnablement possible. Les relevés de dosimétrie passive doivent être intégrés dans le bilan annuel de sûreté de l'installation. A l'issue des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement de l'installation, l'exploitant transmet au directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un bilan radiologique couvrant la période de ces opérations. 3.7. Gestion des déchets L'exploitant s'efforce de réduire le volume des déchets produits lors des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement et optimise leur gestion en veillant à les valoriser ou à les traiter chaque fois que cela est possible, le stockage définitif devant être réservé aux déchets ultimes. Sans préjudice de l'application du code de la santé publique, les déchets résultant des opérations susmentionnées sont triés par nature et par catégorie de nuisance chimique ou radioactive en vue de faciliter leur traitement, leur valorisation par réemploi ou recyclage, leur conditionnement et leur stockage ultérieur dans des centres autorisés. L'exploitant prend toutes dispositions appropriées pour réduire au minimum le nombre d'emballages contenant des déchets qui séjournent transitoirement dans l'installation en attente d'évacuation. Aucun entreposage d'une durée de plus de deux ans de ces déchets n'a lieu à l'intérieur de l'installation sans l'autorisation du directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. L'exploitant assume la responsabilité des déchets produits pendant les phases de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement. Il assure un suivi des déchets s'appuyant sur des documents écrits et archivés, depuis leur production jusqu'à leur élimination définitive dans des installations autorisées. L'inventaire des déchets produits est tenu à jour au fur et à mesure de l'avancement des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement, notamment pour ce qui concerne les quantités produites, les caractéristiques radiologiques et l'origine des déchets. Ces données doivent figurer dans le bilan annuel de sûreté de l'installation qui doit présenter en particulier les réalisations pour l'année écoulée et les prévisions pour l'année suivante. A l'issue des opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement, l'exploitant transmet au directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un bilan des déchets, radioactifs et non radioactifs, produits au cours desdites opérations, dans lequel sont précisés leur nature physico-chimique, leur volume, leur activité, le spectre radiologique associé et leur devenir. 3.8. Protection contre l'incendie Des dispositions sont prises pour limiter les risques et les conséquences des incendies d'origine interne à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction. Durant les phases de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement, les chemins d'évacuation doivent être parfaitement définis et dégagés. Ils doivent avoir été portés à la connaissance de l'ensemble des agents présents sur l'installation. Des exercices de sécurité sont régulièrement organisés, au minimum annuellement, et les comptes rendus de ces exercices sont tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base. 3.9. Protection contre les agressions de l'environnement Des dispositions sont prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances radioactives, 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 se tient informé de tous les projets de modification de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des prescriptions du présent décret ou sur la sûreté de l'installation, et présente au directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée, compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles. 3.10. Formation et information du personnel Sans préjudice des dispositions des articles R. 231-89 et R. 231-90 du code du travail, le personnel qui est affecté aux opérations de mise à l'arrêt définitif et de démantèlement doit posséder les aptitudes professionnelles et la formation particulière en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection requises. 3.11. Transport de substances radioactives Les colis de transport de substances radioactives font l'objet de contrôles réglementaires à leur réception et avant leur expédition hors de l'installation.