Arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l'exploitation du circuit primaire principal et des circuits secondaires principaux des réacteurs nucléaires à eau sous pressionChapitre Ier : Dispositions généralesChapitre II : Dossiers de référenceChapitre III : Suivi en service
Chapitre IV : Dispositions diverses

Pour l'application du présent arrêté est désigné par :
a) Circuit primaire principal d'une chaudière nucléaire à eau : l'appareil générateur que constitue l'ensemble des équipements sous pression de cette chaudière qui contiennent le fluide recevant directement l'énergie dégagée dans le combustible nucléaire et qui ne peuvent être isolés de façon sûre de celui d'entre eux où se trouve ce combustible. Il comprend les accessoires de sécurité et les accessoires sous pression jouant un rôle d'isolement ;
b) Circuit secondaire principal d'une chaudière nucléaire à eau : chacun des appareils constitués par l'enceinte secondaire d'un des générateurs de vapeur de la chaudière et les tuyauteries qui ne peuvent en être isolées de façon sûre, y compris les accessoires de sécurité et les accessoires sous pression jouant un rôle d'isolement ;
c) Exploitant : la personne titulaire de l'autorisation de création de l'installation nucléaire de base qui contient la chaudière ;
d) (Supprimé)
e) Situations de deuxième catégorie : situations dans lesquelles peut se trouver l'appareil au cours du fonctionnement normal, c'est-à-dire tant en marche continue que pendant les régimes transitoires et les incidents courants de fonctionnement ;
f) Situations de troisième catégorie : situations exceptionnelles dans lesquelles peut se trouver l'appareil dans des circonstances accidentelles très peu fréquentes mais dont l'éventualité doit être envisagée ;
g) Situations de quatrième catégorie : situations qui apparaîtraient dans des circonstances accidentelles hautement improbables dont les conséquences sur la sécurité de l'appareil sont cependant étudiées ;
h) Accessoires de sécurité : accessoires de sécurité tels que définis à l'article R. 557-9-1 du code de l'environnement.

Le circuit primaire principal des réacteurs nucléaires à eau sous pression et les circuits secondaires principaux de ces réacteurs, ci-après dénommés appareils, sont soumis en ce qui concerne leur suivi en exploitation aux dispositions du présent arrêté. Les articles 2 (2°), 5 à 36 et 38 à 43 du décret du 2 avril 1926 susvisé ainsi que les arrêtés pris sur le fondement de ces articles ne leur sont pas applicables.

Par dérogation à l'article 2 ci-dessus, les dispositions du présent arrêté, à l'exception de celles des articles 4 (II-d), 5 et 6, ne sont pas applicables :- aux canalisations du circuit primaire principal, dont le diamètre intérieur est inférieur à 25 millimètres ;- aux canalisations des circuits secondaires principaux autres que les lignes d'alimentation de secours, dont le diamètre intérieur est inférieur à 100 millimètres ;- à la partie extérieure au bâtiment réacteur des lignes d'alimentation de secours des circuits secondaires principaux, dans le cas où leur diamètre intérieur est inférieur à 100 millimètres ;- à la partie des lignes d'alimentation de secours des circuits secondaires principaux située à l'intérieur du bâtiment réacteur, dans le cas où leur diamètre intérieur est inférieur ou égal à 25 millimètres. 

I.-Avant la première divergence d'un réacteur à eau sous pression, l'exploitant fournit à l'Autorité de sûreté nucléaire, les plans des appareils de ce réacteur, et se prononce sur les mesures prises et les justifications apportées pour s'assurer au stade de la construction que chacun des appareils :
- présente une résistance satisfaisante à l'apparition des dommages mécaniques (tels que la déformation excessive, l'instabilité plastique, la fissuration progressive...) pris en compte à la conception ;
- est réalisé avec des matériaux dont les spécifications techniques et les principales propriétés sont connues et assurent un comportement satisfaisant en service ;
- présente une qualité de fabrication et une garantie de cette qualité suffisantes, y compris en ce qui concerne les joints soudés et les organes assurant l'assemblage des parties résistantes à la pression.
II.-Au plus tard deux ans après la première divergence d'un réacteur à eau sous pression, et en tenant compte du résultat des essais et des mesures réalisés en application de l'article 9-II, l'exploitant adresse à l'Autorité de sûreté nucléaire, des dossiers fournissant les éléments suivants :
a) La description des situations définies aux points e, f et g de l'article 1er qu'il retient, compte tenu des actions auxquelles peuvent être soumis les appareils, et notamment des sollicitations constitutives des chargements ;
b) La justification que les conditions et procédures d'exploitation ne placent pas les appareils dans des conditions plus sévères que celles visées au a, ni en dehors de leur domaine d'exploitation sûr ;
c) La justification que les conditions d'exploitation visées au b permettent d'assurer :
- en permanence le respect des dispositions réglementaires applicables à leur conception, y compris des aménagements régulièrement autorisés, et des exigences leur permettant de remplir avec les caractéristiques attendues la fonction prévue dans la démonstration de sûreté mentionnée au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du code de l'environnement en ce qui concerne la protection contre les surpressions, pour les équipements fabriqués conformément au décret du 2 avril 1926 susvisé ;
- en permanence le respect des dispositions pertinentes des points 2.3 à 2.5 et 2.9 à 2.11 de l'annexe I de la directive 2014/68/ UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l'harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression, pour les autres équipements ;
- la capacité de l'ensemble des dispositifs de protection, au sens du point 2.10 de l'annexe I de la directive 2014/68/ UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l'harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression, reconnus de haute fiabilité à limiter la pression atteinte lors des situations de deuxième catégorie à 100 % de la pression maximale admissible (PS), et à éviter lors des situations de quatrième catégorie la perte d'intégrité par surpression de l'appareil ;
- la capacité des accessoires de sécurité à limiter la pression dans les situations de troisième catégorie à 110 % de la pression maximale admissible (PS) ;
- la capacité des accessoires de sécurité à limiter la pression dans les situations de troisième catégorie à 120 % de la pression maximale admissible (PS) en considérant, pour ceux agissant par limitation directe de la pression, l'indisponibilité de l'un d'entre eux s'il y en a moins de quatre, et deux d'entre eux s'il y en quatre ou plus ;
- la capacité des organes d'isolement et des organes pris en compte dans les justifications du premier tiret du présent point c à assurer leur fonction en situation de deuxième, troisième et quatrième catégorie, en s'appuyant notamment sur les résultats des qualifications de ces matériels ;
d) Les conditions de surveillance de l'appareil, les conditions de vérification et d'entretien des accessoires de sécurité et des accessoires sous pression jouant un rôle d'isolement, ainsi que les dispositions de suivi en service retenues pour les canalisations de faible diamètre mentionnées à l'article 3 et les dispositions de suivi en service retenues pour les supportages des appareils ;
e) Les modalités des inspections périodiques prescrites à l'article 14 et des visites complètes prescrites à l'article 15, ainsi que l'objectif, la nature et la périodicité des contrôles non destructifs. Ces contrôles visent à avoir la performance suffisante pour permettre de détecter les défauts préjudiciables à l'intégrité des appareils ;
f) Le programme du suivi prévu à l'article 12, ainsi que sa position sur l'aptitude des appareils à assurer leurs fonctions sans risque dans les conditions du dossier pendant au moins les dix années qui suivent ;
g) La justification que les programmes prévus aux points d, e et f ci-dessus prennent en compte la sensibilité des appareils vis-à-vis du risque de rupture brutale.

Au cours de l'exploitation, l'exploitant remet à jour chaque fois que nécessaire les dossiers mentionnés à l'article 4 (I et II), compte tenu de l'usage effectif des appareils, de leur évolution éventuelle en exploitation et en particulier de celle des propriétés des matériaux et des défauts constatés, ainsi que du retour d'expérience.
L'exploitant peut modifier le dossier des situations visé au a du II de l'article 4, s'il démontre que l'appareil satisfait au I de l'article 4 (Résistance aux dommages) et au c du II de l'article 4 (Limitation des surpressions) dans les nouvelles situations. Il peut modifier en tant que de besoin les conditions et procédures d'exploitation mentionnées au b du II de l'article 4 pour qu'il en soit ainsi.
L'exploitant vérifie, au minimum avant chaque requalification complète prévue à l'article 15 survenant plus de cinq ans après le premier chargement, l'adéquation des dossiers visés aux d, e et f du II de l'article 4.
L'exploitant remet à jour les plans des appareils et les éléments concernés du dossier visé à l'article 4 lors de chaque modification de ceux-ci et transmet les plans et documents à l'Autorité de sûreté nucléaire dans un délai de six mois.

L'Autorité de sûreté nucléaire peut formuler des observations, auxquelles l'exploitant est tenu de répondre, sur les dossiers cités aux articles 4 et 5. Il peut en particulier demander des compléments aux programmes définis aux d, e et f du II de l'article 4. En cas d'écart significatif avec les documents dont il dispose au titre de la construction, il peut demander à l'exploitant de lui transmettre, avec ses commentaires, l'avis du fabricant sur ces points.

I. - L'exploitant veille à ce que les conditions d'exploitation de l'appareil restent en permanence compatibles avec les justifications techniques apportées concernant sa résistance. Il fait les essais et établit les consignes nécessaires à cet effet.
II. - L'exploitant dispose d'un système documentaire permettant de connaître aisément, avec leur date, les constatations susceptibles d'intéresser le maintien de l'intégrité des appareils, notamment :
- les constatations faites lors de la visite complète initiale des appareils prévue au I de l'article 9 ;
- les constatations effectuées au cours des visites prévues aux articles 14 et 15 ;
- les incidents de fonctionnement, en particulier les sollicitations des organes de protection contre les surpressions, et les situations rencontrées potentiellement plus sévères que celles de deuxième catégorie ;
- les interventions importantes et notables définies à l'article 10 ;
- les résultats du suivi défini à l'article 12 ;
- la comptabilisation des situations sur le circuit primaire principal et dans les zones du circuit secondaire principal soumises à d'importantes sollicitations cycliques.
L'exploitant devra prendre soin de conserver les documents pouvant contribuer a posteriori à la connaissance des actions auxquelles ont été soumis les appareils.
Ces documents sont tenus à la disposition de l'Autorité de sûreté nucléaire.
L'Autorité de sûreté nucléaire sera informé directement des faits de nature à compromettre l'intégrité des appareils.

Les procédés d'essai non destructif employés dans le cadre des visites prévues aux articles 14 et 15 ci-après sur les appareils font l'objet, préalablement à leur utilisation, d'une qualification prononcée par une entité choisie par l'exploitant. L'exploitant présente à l'Autorité de sûreté nucléaire une justification probante de la compétence de l'entité qui prononce la qualification, et de son indépendance.
L'entité de qualification choisie doit être accréditée par le Comité français d'accréditation ou un organisme d'accréditation reconnu équivalent.
Une synthèse de chaque qualification est transmise à l'Autorité de sûreté nucléaire avant mise en œuvre du procédé. Il en est de même en cas de modification notable d'un procédé. La synthèse précise en particulier les conditions dans lesquelles est établie la compétence du personnel.
Lorsque le risque d'apparition d'une dégradation a été identifié, cette qualification consiste à démontrer que les performances du contrôle sont suffisantes pour atteindre les objectifs attendus pour ce contrôle.
Dans les autres cas, cette qualification consiste à expliciter les performances du procédé.
Les personnels effectuant des opérations d'essai non destructif au titre du présent arrêté doivent être approuvés par un organisme habilité au titre de l' article R. 557-4-1 du code de l'environnement pour les activités visées au point 3.1.3 de l'annexe I de la directive 2014/68/ UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l'harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression.

I. - L'appareil ne peut être mis en service qu'après avoir satisfait aux prescriptions réglementaires applicables à sa construction.
En outre, l'exploitant procède, avant le premier chargement du réacteur, à une visite de l'appareil au moins aussi approfondie que celle qui est prescrite au II de l'article 15. Il vérifie à cette occasion l'applicabilité des procédés d'examen non destructif mis en œuvre.
Dans des cas exceptionnels et dûment justifiés, il peut y substituer les contrôles réalisés en fin de fabrication, pour autant que les procédés soient identiques à ceux mis en œuvre en exploitation et sous réserve de la non-exposition du matériel, postérieurement aux contrôles, à des actions susceptibles de le dégrader.
Cette visite initiale est également réalisée sur les composants principaux de rechange.
II. - L'exploitant vérifie, au plus tard dans les deux années suivant la première divergence du réacteur, et notamment lors d'essais et de mesures, la cohérence globale des sollicitations prises en compte à la conception avec celles constatées lors du fonctionnement effectif de l'installation et intègre le résultat de ces investigations dans les dossiers prévus à l'article 4. Il modifie si nécessaire les conditions et procédures d'exploitation.

I. - Les interventions sur les appareils, et en particulier les remplacements de pièces, les réparations et les modifications sont effectuées sous la responsabilité de l'exploitant. Les appareils sont soumis à un contrôle après réparation.
Avant toute intervention notable, l'exploitant soumet à l'Autorité de sûreté nucléaire un dossier d'intervention prouvant que la garantie d'intégrité de l'appareil n'est pas susceptible d'être remise en cause par l'opération envisagée. Ce dossier comprend :
a) Un dossier de qualification portant notamment sur :
- le descriptif de l'opération envisagée, avec les plans utiles ;
- l'analyse de l'impact de l'opération sur la conception, l'état et le fonctionnement de l'appareil ;
- les modifications éventuelles induites par l'intervention sur les démonstrations apportées concernant la résistance de l'appareil et l'adéquation de ses conditions de fonctionnement et de surveillance ;
- le mode opératoire prévu et les résultats des qualifications réalisées. Pour les opérations de soudage, les qualifications doivent être approuvées par un organisme habilité à cet effet conformément au titre de l'article R. 557-4-1 du code de l'environnement. Dans ce cas, l'exploitant doit présenter les justificatifs correspondants ;
- les dispositions proposées pour le contrôle après réparation ;
b) L'historique et la justification de l'adéquation à l'usage prévu des pièces dont l'installation est envisagée ;
c) Les principales mesures adoptées :
- en matière de sécurité du personnel, et plus particulièrement au titre de la radioprotection pour limiter l'exposition du personnel ;
- pour assurer la sûreté de l'installation pendant l'intervention.
L'Autorité de sûreté nucléaire peut formuler des remarques sur ces documents avant l'intervention. Au cours de l'intervention, l'exploitant informe l'Autorité de sûreté nucléaire des principales difficultés rencontrées et lui transmet les éventuelles modifications du dossier précité, qui résultent en particulier de ces difficultés.
Après l'intervention, l'exploitant adresse à l'Autorité de sûreté nucléaire une synthèse de celle-ci qui récapitule notamment les anomalies rencontrées et les suites qui leur ont été données, ainsi que les résultats des contrôles après réparation effectués sous sa responsabilité.
Toute intervention notable considérée comme importante doit conduire à soumettre l'appareil réparé ou modifié à une requalification comprenant une épreuve, dans les conditions précisées à l'article 15-IV.
II. - Les ministres chargés de la sûreté nucléaire fixent les conditions dans lesquelles sont instruits les dossiers de qualification relatifs aux interventions susceptibles d'être effectuées dans les mêmes conditions sur plusieurs installations.
III. - Les soudeurs et opérateurs de soudage réalisant des interventions doivent être approuvés par un organisme habilité au titre de l' article R. 557-4-1 du code de l'environnement pour les activités visées au point 3.1.2 de l'annexe I de la directive 2014/68/ UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l'harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression. Les personnels effectuant des opérations d'essai non destructif doivent être approuvés dans les conditions prévues à l'article 8.
IV.-a) Les équipements sous pression nucléaires de remplacement sont fabriqués en application du titre II de l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection.

b) Sans préjudice des dispositions de l'article 10-7 de l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection, les parties principales sous pression de remplacement des équipements sont fabriquées dans les conditions du titre II de ce même arrêté et leur conformité est évaluée, en l'absence de guide professionnel accepté par l'Autorité de sûreté nucléaire identifiant les procédures d'évaluation applicables, suivant des dispositions équivalentes à l'application des modules G ou B + F de l'annexe III de la directive 2014/68/ UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l'harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression.

Lorsque la fabrication d'une partie principale sous pression de remplacement n'est pas associée à la fabrication d'un équipement, l'évaluation de la conformité doit être réalisée à la demande de l'exploitant et ce dernier doit assumer la responsabilité de la conception et de la fabrication de la partie principale sous pression de remplacement de l'équipement.

L'évaluation de la conformité est réalisée par :
-l'Autorité de sûreté nucléaire quand la démonstration de sûreté nucléaire au sens de l'arrêté du 7 février 2012 susvisé de l'installation recourt à l'hypothèse d'exclusion de rupture de cette partie principale sous pression de remplacement ou lorsque la défaillance de cette partie peut conduire à des situations pour lesquelles le rapport de sûreté complété par les dossiers associés ne prévoit pas de mesures permettant de ramener l'installation dans un état sûr. L'Autorité de sûreté nucléaire peut, pour mener l'évaluation de la conformité, mandater, aux frais de l'exploitant ou le cas échéant du fabricant, pour tout ou partie des opérations ainsi requises, un organisme ;

-dans les autres cas, par un organisme mentionné à l' article L. 557-31 du code de l'environnement habilité à évaluer la conformité des équipements sous pression nucléaires.
Au terme de ces évaluations de la conformité, l'Autorité de sûreté nucléaire ou l'organisme habilité délivre une attestation de la conformité à la suite de quoi l'exploitant ou le cas échéant le fabricant établit et signe une déclaration de la conformité. Aucun marquage n'est apposé sur la partie principale sous pression de remplacement.

Nonobstant les dispositions du II de l'article 6 de l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection, l'exploitant n'a pas à soumettre son système de management de la qualité à une évaluation de la conformité.

Des guides professionnels préalablement soumis à l'acceptation de l'Autorité de sûreté nucléaire peuvent préciser le contenu de la documentation technique et les adaptations nécessaires des exigences essentielles de sécurité définies au I de l'article 5 de l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection dont l'application n'est pas compatible avec les règles appliquées pour les équipements fabriqués selon les dispositions du décret du 2 avril 1926 portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux ou du décret du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz et de leurs textes d'application.

Les autres parties sous pression de remplacement sont fabriquées sous la responsabilité de l'exploitant. Elles ne font pas l'objet d'un suivi de fabrication de la part d'un organisme habilité.

c) L'Autorité de sûreté nucléaire peut fixer par décision les conditions dans lesquelles le montage des équipements de remplacement et des parties principales sous pression de remplacement des équipements peut être effectué.
Les ministres chargés de la sûreté nucléaire précisent les modalités de contrôle du respect de cette disposition.

I. - L'exploitant s'assure de l'adéquation au regard des risques liés à la corrosion :
- de la composition du fluide primaire et du fluide secondaire ;
- avant leur mise en oeuvre, des procédés utilisés pour le conditionnement à l'arrêt, le nettoyage et la décontamination éventuels des appareils ;
- des outillages et du fluide utilisés lors des interventions,
en tenant compte également de leur impact sur la radioprotection.
II. - L'exploitant définit et tient à jour les limites de concentration en espèces chimiques nécessaires pour prévenir, et à défaut limiter, les dommages de corrosion.

I. - L'exploitant met en œuvre les moyens nécessaires pour connaître l'évolution, en exploitation, des propriétés des matériaux constitutifs des appareils ayant un impact sur le maintien de leur intégrité.
Il met en œuvre un suivi particulier pour chaque mode de dégradation des propriétés des matériaux identifié à la conception et susceptible de remettre en cause significativement les valeurs initiales des propriétés des matériaux intervenant dans les démonstrations de résistance de l'appareil. Ce suivi porte également sur les modes de dégradation découverts en service.
Il transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire, les principaux résultats de ce suivi, et les conclusions qu'il en tire vis-à-vis du maintien de l'intégrité des appareils et de leur aptitude au service pendant les dix années qui suivent.
II. - Les modes de dégradation étudiés comprennent, pour les matériaux qui y sont soumis et qui y sont sensibles, la fragilisation par irradiation, les formes de vieillissement thermique, et les principaux modes de corrosion dans des conditions cohérentes avec les dispositions de l'article 11.

I. - L'exploitant met en œuvre les moyens nécessaires pour connaître la nature, l'origine, et l'évolution éventuelle des défauts constatés sur les appareils, tant lors de la visite prévue à l'article 9-I qu'au cours de l'exploitation.
L'exploitant tient informé l'Autorité de sûreté nucléaire, dès que possible et en toute hypothèse avant remise en service des appareils, de la nature et des résultats des contrôles ainsi que des conclusions qu'il en tire.
Les fissures détectées doivent être éliminées sauf justification spécifique appropriée.
II. - Un défaut ne peut être laissé en service que s'il ne présente pas de risque d'instabilité dans les situations de deuxième, troisième et quatrième catégories, ni de risque d'amorçage à la déchirure en situation de deuxième et troisième catégories. Les chargements à considérer vis-à-vis du dommage à éviter sont multipliés pour l'analyse par les coefficients minimaux suivants :





Amorçage


Instabilité




2e catégorie


1,3


2




3e catégorie


1,1


1,6




4e catégorie


-


1,2




Pour l'analyse de ces risques, l'exploitant prendra en compte la propagation des défauts pendant la période considérée, en particulier celle éventuellement induite par les sollicitations correspondant aux situations de deuxième catégorie.

Sans préjudice des dispositions des articles 12 et 13, l'exploitant s'assure, par une surveillance durant le fonctionnement et par des vérifications et un entretien appropriés, que les appareils et leurs accessoires, notamment les dispositifs de régulation et de décharge, de protection contre les surpressions et d'isolement, demeurent constamment en bon état et aptes à remplir leurs fonctions en conditions normales et accidentelles.
L'exploitant fait procéder à une inspection périodique des appareils, appelée visite partielle, sans que l'intervalle entre deux visites puisse être supérieur à deux ans postérieurement à la première visite complète pour le circuit primaire principal et quarante mois pour le circuit secondaire principal.
L'exploitant s'assure que les appareils et leurs accessoires peuvent être inspectés dans des conditions acceptables de radioprotection et de sécurité pour les personnes concernées, et dans le cas contraire définit en temps utile les mesures compensatoires nécessaires.
Il dresse de chaque visite un compte rendu détaillé mentionnant les procédés d'examen utilisés, les constatations faites et en particulier les défauts relevés, et les mesures prises suite à celles-ci. Ce compte rendu est tenu à la disposition de l'Autorité de sûreté nucléaire et une synthèse lui est envoyée avant chaque remise en service des appareils.
Dans la mesure où ils sont exigibles, les dossiers mentionnés à l'article 4 (II, d) et 4 (II, e) précisent les conditions de la surveillance et le programme des visites partielles.

I. - Les appareils sont soumis à requalification périodique. A ce titre, chacun des appareils subit périodiquement, à la diligence de l'exploitant, une requalification complète comprenant une visite complète réalisée sous la direction de l'exploitant, une épreuve hydraulique et un examen des dispositifs de sécurité réalisé sous la direction de l'exploitant.
La première requalification complète du circuit primaire est effectuée au plus tard trente mois après le premier chargement en combustible. La première requalification complète de chaque circuit secondaire principal est effectuée au plus tard dix ans après la dernière épreuve hydraulique du générateur de vapeur correspondant.
L'intervalle maximum entre deux requalifications complètes est fixé à dix ans, sans préjudice de l'application de l'article 16, sauf sursis accordé par l'Autorité de sûreté nucléaire au vu d'éléments probants dans la limite d'une année.
II. - La visite complète est en principe effectuée lors de l'arrêt du réacteur nécessité par l'exécution de l'épreuve mais une partie des opérations qu'elle comporte peut toutefois, sous réserve des observations de l'Autorité de sûreté nucléaire, être faite lors de visites antérieures si elles ne précèdent pas l'épreuve de plus de deux ans.
Dans la mesure où il est exigible, le dossier mentionné à l'article 4 (II-e) précise les modalités de la visite complète.
L'exploitant dresse de cette visite complète un compte rendu détaillé mentionnant les procédés utilisés, les constatations faites et en particulier les défauts relevés, et les mesures prises suite à celles-ci. Ce compte rendu est présenté à l'Autorité de sûreté nucléaire avant l'épreuve. Avec l'accord de l'Autorité de sûreté nucléaire, certains contrôles peuvent toutefois être effectués après l'épreuve et avant remise en service de l'appareil.
III. - L'épreuve hydraulique sous pression de chacun des appareils a lieu en présence d'un représentant mandaté par l'Autorité de sûreté nucléaire. La pression d'épreuve est au moins égale à 1,2 fois la pression de conception de l'appareil considéré. L'épreuve doit être supportée sans défectuosité grave et sans fuite significative.
En cas de risque inacceptable pour le personnel chargé de l'inspection pendant l'épreuve, des moyens de substitution au contrôle visuel seront employés après qualification préalable dans les conditions prévues à l'article 8.
Un examen des dispositifs de sécurité est réalisé après l'épreuve, sous la direction de l'exploitant, afin de s'assurer du maintien de leur efficacité. Son résultat est transmis à l'Autorité de sûreté nucléaire. Lors de cet examen, les appareils peuvent être mis, et par la suite maintenus, en pression pour permettre de démontrer l'aptitude des accessoires de sécurité à assurer leur fonction de protection contre le dépassement des limites admissibles si les opérations nécessaires à garantir cette aptitude ne peuvent être réalisées que dans de telles conditions d'essais. Cette mise en pression et ce maintien en pression ne correspondent pas à une remise en service des appareils, au sens de l'article 16 du présent arrêté.
Les parties des appareils situées en aval du composant du dernier organe d'isolement qui assure effectivement l'isolement peuvent ne pas être soumises à la pression lors de l'épreuve. 
IV. - Une requalification partielle, limitée à une visite approfondie réalisée sous la direction de l'exploitant et dont le programme est communiqué en préalable à l'Autorité de sûreté nucléaire, est réalisée dans les cas suivants :
- sur les parties remplacées résistantes à la pression du circuit primaire principal, au plus tard trente mois après ce remplacement ;
- après l'occurrence d'un événement pouvant correspondre à une situation de troisième catégorie, sur le ou les appareils touchés ;
- entre quatre et six ans après chaque requalification complète pour les appareils en service depuis plus de trente ans, sans préjuger de la révision du contenu de la visite en application de l'article 5 du présent arrêté.
Une requalification partielle, comprenant une épreuve mais dont le programme de visite est limité en accord avec l'Autorité de sûreté nucléaire, est réalisée :
- après une intervention importante au sens de l'article 10-I ;
- suite à l'application de l'article 16 ;
- au plus tard, trente mois après le remplacement d'une partie du circuit primaire principal par un composant principal présentant des caractéristiques significativement nouvelles vis-à-vis de son utilisation dans une chaudière du type considéré.
V. - Si les résultats d'une requalification comprenant une épreuve sont satisfaisants, l'Autorité de sûreté nucléaire établit un procès-verbal de requalification en deux exemplaires de l'appareil considéré et en remet un exemplaire à l'exploitant. Le procès-verbal a valeur de marque de requalification de l'appareil.
Si les résultats d'une requalification ne sont pas considérés comme satisfaisants, la procédure prévue au dernier alinéa de l'article 16 peut être engagée.

Les synthèses d'interventions notables prévues à l'article 10-I, les informations sur les défauts prévues à l'article 13, le bilan du traitement des écarts mis en évidence lors des contrôles prévus aux articles 9 ou 14, les résultats des requalifications prévues à l'article 15, et les conclusions de l'exploitant quant à l'aptitude des appareils à être mis ou remis en service, sont portés à la connaissance de l'Autorité de sûreté nucléaire en préalable à la mise ou remise en service des appareils.
Dans un délai de trois jours ouvrés suivant la réception de ces documents, l'Autorité de sûreté nucléaire peut demander à l'exploitant des informations complémentaires ou l'informer de la prolongation du délai d'examen.
L'Autorité de sûreté nucléaire peut, l'exploitant entendu, prescrire toutes mesures utiles à la sécurité et notamment la requalification complète ou partielle prévue à l'article 15, aux conditions qu'il fixe avant la mise ou remise en service de l'appareil. En cas de contestation par l'exploitant de la décision de l'Autorité de sûreté nucléaire, ce dernier saisit pour avis la commission centrale des appareils à pression avant de statuer sur le recours de l'exploitant.

L'Autorité de sûreté nucléaire peut, en raison de circonstances particulières et sur demande motivée de l'exploitant, accorder des dérogations aux dispositions du présent arrêté, après avis de la commission centrale des appareils à pression.

I.-Le présent arrêté entre en vigueur un mois après sa publication. 
II.-A modifié 
Arrêté du 26 février 1974 

Art. 2, Art. 47 bis


Par dérogation au I de l'article 18 ci-dessus :
a) Les modes opératoires de soudage qui sont, à la date de publication du présent arrêté, qualifiés dans les conditions antérieurement applicables, peuvent être utilisés jusqu'au 29 mai 2002 pour les interventions mentionnées à l'article 10 même si leur qualification n'a pas été prononcée par un organisme habilité dans les conditions définies à l'article 10-I ;
b) Les soudeurs qui sont, à la date de publication du présent arrêté, qualifiés dans les conditions antérieurement applicables, peuvent réaliser jusqu'au 29 novembre 2000 les interventions mentionnées à l'article 10 même si leur qualification n'a pas été prononcée par un organisme habilité dans les conditions définies à l'article 10-III ;
c) L'utilisation de procédés d'examen non destructif, dont la qualification définie à l'article 8 n'est pas encore prononcée, est admise jusqu'au 29 novembre 2004. L'accréditation visée à l'article 8 n'est requise qu'à compter du 29 mai 2002 ;
d) Les articles 4-II, 5 et 6 entrent en vigueur le 29 novembre 2001 ;
 
e) L'article 4-I entre en vigueur le 29 mai 2002 ; pour les chaudières dont le procès-verbal d'épreuve initiale du circuit primaire principal a été signé avant la publication du présent arrêté, les dossiers sont établis sur la base des documents existants et du retour d'expérience ;
f) L'article 7-II n'est applicable aux circuits secondaires principaux qu'à compter du 29 novembre 2001 ;
g) Le délai de deux ans mentionné au premier alinéa du II de l'article 15 est porté à quatre ans pour les visites complètes antérieures au 29 novembre 2001, en ce qui concerne les parties du circuit secondaire principal autres que l'enceinte secondaire du générateur de vapeur.

La demande d'évaluation de la conformité ainsi que la responsabilité de la conception et de la fabrication des parties principales sous pression de remplacement prévue au b du IV de l'article 10 du présent arrêté, peut être assumée par le fabricant pour les parties principales sous pression de remplacement dont la fabrication a débuté avant le 31 décembre 2020.

Le directeur de la sûreté des installations nucléaires est chargé de l'exécution du présent arrêté, qui sera publié au Journal officiel de la République française.