Décret du 12 mai 1981 autorisant la Compagnie générale des matières nucléaires à créer, dans son établissement de La Hague, des usines de traitement d'éléments combustibles irradiés provenant des réacteurs nucléaires à eau ordinaire.
USINE DENOMMEE "UP-3-A"
Article 4

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 là 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, le 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 matériaux adaptés 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 présentant 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 dans 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 fissibles. 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. 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 radioactifs 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 pour 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 entreposées, 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 2.2 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 d'entreposage en fonction des modalités d'exploitation, dans la limite d'un millicurie par mètre cube hors tritium, et les consignes correspondantes seront fixées 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.