Décret du 20 novembre 1972 AUTORISANT LA CREATION PAR EDF DES 2E ET 3E TRANCHES DE LA CENTRALE NUCLEAIRE DU BUGEY (AIN)
Electricité de France est autorisé à créer sur le site nucléaire dit de Bugey (commune de Saint-Vulbas), l'installation nucléaire de base constituée par les tranches 2 et 3 de la centrale nucléaire de Bugey, et comprenant deux réacteurs du type à eau ordinaire sous pression et l'ensemble des installations annexes nécessaires au fonctionnement de ceux-ci implantées dans le périmètre fixé sur le plan annexé au présent décret (1).
Electricité de France, exploitant au sens des textes susvisés, devra se conformer aux dispositions fixées par les articles 2 à 6 du présent décret, sans préjudice du respect des prescriptions de la réglementation en vigueur, notamment en matière :
D'application du code du travail ;
Des rejets d'effluents radio-actifs ;
D'appareils à pressions.

Electricité de France devra respecter les prescriptions ci-après :
1. Cuve, circuit primaire et structures internes.
Les composants du circuit primaire seront conçus, fabriqués et exploités de façon à présenter toutes garanties vis-àvis 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 de réduire les risques de 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 seront explicitées dans les règles générales d'exploitation prévues à l'article 4.
Sans préjudice de l'application de la réglementation des appareils à pression, Electricité de France procédera à la surveillance et au contrôle de l'action de ses fournisseurs lors de la conception, de la réalisation et des essais de mise en service de la cuve et des autres composants du circuit primaire. Electricité de France rendra compte au ministre du développement industriel et scientifique 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 seront mis à la disposition du ministre.
2. Détection des défauts du gainage.
Un dispositif de mesure de la radio-activité de l'eau de refroidissement du coeur devra permettre de déceler des défauts du gainage du combustible irradié. L'activité volumique maximale du circuit primaire et les consignes correspondantes d'arrêt du réacteur seront fixées dans les règles générales d'exploitation prévues à l'article 4.
3. Contrôle-commande.
Le contrôle commande devra être conçu et réalisé de façon à assurer la surveillance des paramètres principaux de fonctionnement de chaque réacteur et l'arrêt de la réaction en chaîne en cas d'anomalie.
Lorsque le réacteur sera à l'arrêt, la marge d'antiréactivité du coeur devra être dans tous les cas supérieure à 1 p. 100.
L'arrêt du réacteur devra pouvoir être assuré par la combinaison de deux dispositifs indépendants, de principes différents, l'un utilisant le mouvement vertical de grappes de commande et l'autre la variation de concentration en matériau absorbant soluble dans l'eau de refroidissement du coeur. Chacun de ces deux dispositifs devra être capable à lui seul de rendre et maintenir sous-critique à chaud le réacteur à partir de l'un quelconque des cas possibles de fonctionnement normal.
Des grappes de commande, en nombre suffisant, devront être affectées aux actions de sécurité. L'introduction de ces grappes devra être suffisamment rapide pour prévenir un dépassement des limites admissibles sur le combustible.
Les vitesses de déplacement des grappes de commande devront être déterminées de telle sorte que leur extraction hors du coeur ne provoque pas d'excursion de puissance non maîtrisée par les dispositifs automatiques de contrôle.
Des dispositions constructives seront prises pour empêcher toute éjection accidentelle hors du coeur d'une grappe de commande.
Les vitesses maximales de changement de concentration en matériau absorbant soluble dans l'eau de refroidissement du coeur devront être telles qu'elles ne provoquent pas d'excursion de puissance non maîtrisée par les dispositifs automatiques de contrôle.
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 des sources jusqu'au-delà de la puissance nominale.
Les ensembles de mesure constitués par les détecteurs de neutrons et les sous-ensembles électroniques associés devront jouer un rôle effectif de sûreté au cours de la montée en puissance du réacteur, c'est-à-dire qu'ils devront provoquer la chute des grappes de sécurité pour éviter l'apparition de phénomènes thermiques dangereux en cas d'accident de réactivité.
Des dispositifs automatiques devront provoquer l'arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de sa puissance nominale. Des actions correctrices de sécurtié devront également fonctionner en cas d'évolution dangereuse de la puissance.
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.
4. Refroidissement du coeur.
En marche normale, la chaleur produite par le coeur du réacteur sera évacuée vers le circuit secondaire des générateurs de vapeur par circulation d'eau sous pression. Cette circulation sera assurée par au moins deux des pompes primaires.
A l'arrêt, le refroidissement du coeur 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 coeur en cas de mise hors service d'une pompe ou d'un échangeur.
Une instrumentation de mesure des températures et pressions de l'eau dans le circuit primaire sera installée de façon à détecter toute évolution vers une situation dangereuse pour le coeur 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 le refroidissement du coeur du réacteur dans l'hypothèse d'une dépressurisation accidentelle du circuit primaire. L'intégrité de la cuve ne devra pas être mise en danger par le fonctionnement de ces circuits.
5. Puissance du réacteur.
La puissance thermique prévue pour chaque tranche est de 2.785 MW, ce qui correspond à une puissance électrique nette de 925 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 du développement industriel et scientifique lors de l'approbation prévue à l'article 4.
Enceinte de confinement.
Le réacteur et le circuit primaire seront placés dans une enceinte qui devra assurer le confinement des substances radioactives libérées en cas d'accident survenant sur la partie nucléaire de l'installation. 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'une dépressurisation accidentelle du circuit primaire. Dans ces conditions, 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.
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 de ces contrôles seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues à l'article 4.
Les pénétrations des tuyauteries dans l'enceinte seront munies soit d'obturateurs fixes étanches, soit d'obturateurs à fermeture mobile télécommandés.
7. Circuits de ventilation et de rejet.
Sans préjudice de l'application des réglementations en vigueur rappelées à l'article 1er, les dispositions ci-après devront être prises ;
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 incombustibles à poussières, 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 d'un contrôle périodique.
8. 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.
Les règles générales d'exploitation visées à l'article 4 devront préciser les consignes de sécurité à respecter pendant le renouvellement du combustible.
9. Protection contre les séismes.
L'installation pourra fonctionner après un séisme d'intensité VI de l'échelle macrosismique internationale.
La conception des ouvrages devra être telle que, pour un séisme d'intensité VII de l'échelle macrosismique internationale, le maintien des fonctions de sécurité du réacteur, le confinement des substances radio-actives en cas d'accident, la protection sanitaire et le contrôle des rayonnements ionisants soient assurés.
10. Protection contre les projectiles et les effets dynamiques.
Les dispositifs et circuits de sécurité devront être protégés contre les effets dynamiques et les projectiles qui pourraient résulter de défaillances d'équipements de l'installation.
11. 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.
Des équipements permettant d'amener, de maintenir et de surveiller chaque tranche en position d'arrêt devront être prévus à des emplacements extérieurs à la salle de commande.
12. 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.
13. Auxiliaires.
Des sources d'énergie électrique indépendantes devront exister en nombre suffisant pour assurer à tout moment l'alimentation des circuits essentiels. Elles ne devront pas présenter de points communs nuisant à leur indépendance.
Les circuits d'eau brute présenteront un degré de fiabilité au moins égal à celui des circuits qu'ils desservent.
Des dispositions constructives permettront de limiter les conséquences d'une rupture du circuit d'air de régulation.
14. Protection de la nappe phréatique.
Toutes dispositions seront prises pour éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique sera effectué au moins au niveau de trois sondages permanents.
15. Stockage de déchets radio-actifs.
Aucun stockage définitif de substances radio-actives n'aura lieu sur le site.
Pour l'ensemble des tranches 2 et 3, le volume total des cuves de stockage avant rejet des effluents liquides ne sera pas inférieur à 3.000 mètres cubes.
La capacité de stockage des effluents gazeux sera suffisante pour assurer le respect de la réglementation des rejets.

Electricité de France devra présenter au ministre du développement industriel et scientifique pour chacune des tranches 2 et 3, au plus tard six mois avant le premier chargement en combustible nucléaire, un rapport provisoire de sûreté comportant tous les éléments permettant de s'assurer qu'ont été respectées les prescriptions d'ordre constructif fixées à l'article 2 et que, compte tenu des règles générales d'exploitation qu'Electricité de France compte suivre pour les opérations de montée en puissance et de mise en service, ces opérations pourront être effectuées dans des conditions de sûreté satisfaisantes. Ces règles générales d'exploitation devront être jointes au rapport provisoire de sûreté.
Le premier chargement en combustible nucléaire de chacune des tranches ne pourra être effectué que sous réserve de l'exécution préalable des mesures que le ministre du développement industriel et scientifique pourrait être amené à faire prendre pour que l'installation soit conforme aux prescriptions visées à l'article 2 et puisse être mise en service dans des conditions de sûreté satisfaisantes. Toutefois, sur demande justifiée d'Electricité de France, le ministre pourra autoriser ce chargement dès que les éventuelles mesures prescrites pour assurer la sécurité de cette opération auront été exécutées, et qu'auront été approuvées par ses soins les conditions d'exécution des opérations ultérieures de la mise en service.

Electricité de France devra présenter au ministre du développement industriel et scientifique pour chacune des tranches 2 et 3 un rapport définitif de sûreté qui devra comporter, outre les éléments contenus dans le rapport provisoire de sûreté, toutes précisions sur : 
Les essais et épreuves effectués ;
Les conditions réelles de démarrage et les essais de montée en puissance ;
Les enseignements tirés des essais avant mise en service.
Ce rapport devra être accompagné des règles générales qu'Electricité de France entend suivre pour l'exploitation.
L'installation nucléaire de base ne pourra être considérée comme mise en service, au sens du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963, qu'après que le ministre du développement industriel et scientifique aura donné son approbation aux rapports définitifs et aux règles générales précités ou qu'auront été apportées, à sa demande, les modifications à l'installation ou aux règles générales d'exploitation qu'il aura jugées nécessaires pour assurer la conformité de l'installation aux prescriptions de l'article 2 ci-dessus et pour garantir l'exploitation de celle-ci dans des conditions satisfaisantes de sûreté.


Le délai prévu à l'article 5 du décret n° 63-1228 susvisé est de neuf ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel de la République française.

A partir de sa mise en service, l'installation devra rester conforme à la description donnée dans le rapport définitif de sûreté approuvé et être exploitée suivant les règles générales d'exploitation elles-mêmes approuvées.
Si, néanmoins, Electricité de France souhaite modifier l'installation ou apporter des modifications aux règles générales d'exploitation, il devra adresser ses propositions au ministre du développement industriel et scientifique. L'installation ne pourra être exploitée dans ces nouvelles conditions qu'après accord du ministre ou, s'il s'agit de modifications de nature à entraîner l'inobservation des prescriptions de l'article 2, publication d'un nouveau décret en application de l'article 6 du décret n° 63-1228 susvisé.

Un arrêté du ministre du développement industriel et scientifique, pris sur avis conforme du ministre de la santé publique, fixe les limites et les modalités d'exécution et de contrôle des rejets d'effluents liquides ou gazeux auxquels l'exploitant peut procéder.

Le ministre du développement industriel et scientifique est chargé de l'exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.