Décret n°2006-320 du 20 mars 2006 autorisant le Commissariat à l'énergie atomique à modifier l'installation nucléaire de base n° 24 dénommée Cabri du site de Cadarache, située sur le territoire de la commune de Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône)
Le Commissariat à l'énergie atomique est autorisé, dans les conditions définies par le présent décret, à procéder à la modification de l'installation nucléaire de base n° 24 dénommée Cabri du site de Cadarache (Bouches-du-Rhône) selon les modalités présentées dans les demandes du 10 octobre 2002 susvisée et du 9 août 2019 ainsi que dans les dossiers complétés joints à ces demandes, et selon les modalités notifiées par la lettre du 23 juillet 2004 susvisée du directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
L'installation modifiée est destinée à la réalisation de programmes de recherche dans le domaine de la sûreté portant sur le comportement des combustibles des réacteurs nucléaires à eau sous pression, notamment en situation incidentelle et accidentelle, et à la réalisation de programmes expérimentaux d'irradiation d'objets. Elle est implantée dans le périmètre fixé par le plan annexé au présent décret (1).
(1) Le plan annexé au présent décret peut être consulté :
-au siège de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), 15, rue Louis-Lejeune, 92120 Montrouge ;
-à la division territoriale de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), 36, boulevard des Dames, 13002 Marseille ;
-à la préfecture des Bouches-du-Rhône, place Félix-Baret, 13006 Marseille.

   L'installation comprend un réacteur expérimental du type piscine. La puissance maximale du réacteur est de 25 MW thermiques en régime permanent ; pour les essais qui exigeraient de réaliser des élévations lentes de puissance et uniquement pour celles-ci, cette puissance pourra atteindre en fin de rampe 42,5 MW thermiques.
   L'installation modifiée comporte un circuit à eau sous pression dit boucle d'essais à eau sous pression, traversant en son centre le coeur du réacteur, dit coeur nourricier. Les crayons combustibles placés dans la boucle d'essais à eau sous pression pourront, préalablement à l'expérience, avoir été irradiés dans d'autres réacteurs. Les produits de fission issus des expériences sur le combustible irradié dégradé doivent être collectés dans les circuits d'effluents associés à la boucle d'essais à eau sous pression.

   Le Commissariat à l'énergie atomique, en sa qualité d'exploitant de l'installation, se conformera à l'ensemble des obligations définies par le décret du 11 décembre 1963 susvisé, aux arrêtés du 10 août 1984 et 31 décembre 1999 susvisés, aux prescriptions techniques générales du présent décret et aux prescriptions techniques particulières mentionnées à l'article 7 ci-dessous sans préjudice du respect des autres dispositions législatives et réglementaires en vigueur, notamment en matière :
   - d'application du droit du travail ;
   - de protection de l'environnement ;
   - de gestion des déchets ;
   - de prévention des risques technologiques ;
   - de rejets d'effluents liquides et gazeux, radioactifs ou chimiques ;
   - de radioprotection ;
   - d'appareils et d'équipements sous pression.

   L'exploitant respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :
 4.1. Assurance de la qualité
      L'exploitant veillera à obtenir pour les structures, composants et systèmes importants pour la sûreté une qualité en rapport avec les fonctions qu'ils assureront. Il mettra en oeuvre à cet effet 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. Ce système comprendra la mise en oeuvre d'un ensemble contrôlé d'actions planifiées et systématiques, fondées sur des procédures écrites et archivées.
 4.2. Eléments combustibles
      Le coeur nourricier est formé d'éléments combustibles où la matière fissile est de l'oxyde d'uranium enrichi placée dans des crayons. Il comporte également des barres contenant de l'hélium permettant l'injection de réactivité, dites barres transitoires.
   Avant toute utilisation d'autres types de combustibles, le Commissariat à l'énergie atomique devra obtenir une autorisation particulière des ministres chargés de l'industrie et de l'environnement.
   Un dispositif de mesure de la radioactivité de l'eau de refroidissement du coeur nourricier permet de déceler d'éventuelles ruptures du gainage des éléments combustibles qui le constituent. Les conditions d'utilisation de ce dispositif de mesure et les actions de sécurité associées sont précisées dans les règles générales d'exploitation mentionnées aux articles 5 et 6.
   La nature et la valeur du taux de combustion moyen maximal des combustibles de la boucle d'essais seront précisées dans les prescriptions techniques particulières visées à l'article 7.
 4.3. Piscine. Circuits et structures internes
      La conception de l'installation sera telle que le refroidissement du réacteur puisse être réalisé selon le niveau de puissance par convection naturelle de l'eau dans la cuve du réacteur ou par convection forcée de l'eau par le circuit de refroidissement dont la source froide est constituée par les volumes de deux réservoirs de grande capacité situés à l'extérieur du bâtiment réacteur. Ce type de source froide implique un fonctionnement intermittent du réacteur, limité par l'évolution de la température de l'eau des réservoirs et par le temps de son refroidissement. Ce refroidissement peut être accéléré par la mise en service d'un circuit de refroidissement secondaire comportant un aéroréfrigérant.
   La conception de l'installation sera telle qu'il ne puisse pas se produire de dénoyage du coeur nourricier, notamment dans les éventualités suivantes :
   - rupture de tuyauterie de refroidissement du coeur ;
   - défaut d'étanchéité de la piscine.
 4.4. Enceinte de confinement
      Le réacteur piscine, les circuits expérimentaux et auxiliaires associés sont contenus dans un ouvrage en béton armé, dénommé enceinte de confinement du type " à fuite contrôlée ", maintenu en dépression et apte à assurer un confinement satisfaisant des substances radioactives libérées en cas d'accident pris en compte dans le dimensionnement de l'installation. L'enceinte de confinement sera composée du bâtiment réacteur, des locaux sodium et du dispositif de filtration associé à la ventilation.
   L'étanchéité de l'enceinte et des traversées sera contrôlée périodiquement. Les modalités de ces contrôles ainsi que les modalités d'accès dans l'enceinte de confinement sont précisées dans les règles générales d'exploitation, mentionnées aux articles 5 et 6.
 4.5. Refroidissement du coeur
      Pendant les séquences expérimentales nécessitant le fonctionnement discontinu du réacteur au-dessus d'un certain seuil de puissance qui sera précisé dans les prescriptions techniques particulières prévues à l'article 7, la chaleur produite par le coeur nourricier sera évacuée par le circuit de refroidissement.
   La puissance thermique sera extraite selon les prescriptions du 4.3.
   Un système de mesure des températures et des pressions de l'eau dans le circuit primaire sera installé de façon à connaître précisément les grandeurs physiques caractéristiques du réacteur et permettre le déclenchement des actions de sécurité si les limites admises étaient atteintes.
   En particulier, la conception du réacteur sera telle que soit évité tout phénomène de redistribution de débit d'eau primaire dans le coeur nourricier, avec une marge de sécurité suffisante, en particulier lors des variations normales de puissance. Les modalités et les seuils des actions de sécurité seront précisés dans les règles générales d'exploitation mentionnées aux articles 5 et 6.
 4.6. Boucle d'essais à eau sous pression
      La boucle d'essais à eau sous pression se compose de la cellule en pile implantée au centre du coeur nourricier, d'un caisson contenant les circuits expérimentaux à eau sous pression, de tuyauteries de liaison entre ces derniers, et des circuits de collecte d'effluents liquides et gazeux produits dans le cadre de l'exploitation de la boucle d'essais et de l'installation.
   Le taux de fuite de la deuxième barrière constituée par le tube de sécurité et le caisson de confinement sera contrôlé périodiquement.
   Les circuits, capacités et caissons susceptibles d'être soumis à la pression seront dimensionnés, exploités et contrôlés conformément à la réglementation applicable.
   Les structures de la partie de la boucle d'essais qui traverse le coeur nourricier et les circuits sous pression de cette boucle seront conçus de façon que soit conservée l'intégrité du coeur nourricier en fonctionnement normal et pour tous les accidents et agressions pris en compte dans le dimensionnement de la boucle.
   Les modalités d'exploitation de la boucle d'essais à eau sous pression, notamment lorsque les circuits sont sous pression, seront précisées dans les règles générales d'exploitation mentionnées aux articles 5 et 6.
 4.7. Maîtrise de la réactivité
      La marge de sous-criticité à froid, toutes les barres de commande étant en position basse et les barres transitoires dépressurisées, devra être supérieure ou égale à une limite précisée dans les prescriptions techniques particulières mentionnées à l'article 7.
   Les vitesses de déplacement des barres de commande seront limitées de telle sorte que leur manoeuvre normale ou accidentelle, par suite d'erreur d'opérateur ou de défaillance de matériel, ne provoque pas d'excursion de puissance non maîtrisée par le système de protection et de sécurité.
   Des dispositions de construction seront prises pour empêcher toute éjection accidentelle de barre de commande, le réacteur étant en fonctionnement ou à l'arrêt, et pour permettre l'insertion des barres de commande, le réacteur étant en fonctionnement.
   La mesure du flux neutronique sera effectuée par plusieurs ensembles indépendants. Elle permettra de suivre en permanence la puissance depuis le niveau le plus bas jusqu'au-delà du niveau correspondant à la puissance maximale définie à l'article 2.
 4.8. Systèmes de protection et de sécurité
      Pour assurer la sûreté de l'installation et permettre le déroulement du programme expérimental dans de bonnes conditions de sûreté, il sera prévu un système de protection du coeur agissant sur des systèmes de sécurité.
   Les systèmes de protection et de sécurité seront capables d'amener et de maintenir l'installation dans un état sûr, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible du coeur nourricier, dans toutes les situations prises en compte pour le dimensionnement de l'installation.
   Des dispositifs automatiques provoqueront l'arrêt du réacteur en cas de dépassement significatif de la puissance de fonctionnement définie au 4.9. Des actions correctrices suffisantes seront également déclenchées en cas d'évolution anormale de la puissance ou des principaux paramètres thermodynamiques.
   Les actions des systèmes de protection et de sécurité devront pouvoir s'exercer dans des conditions physiques au moins aussi contraignantes que celles qui seraient engendrées par les circonstances accidentelles prises en compte pour le dimensionnement de l'installation, de telle sorte qu'il ne puisse en résulter la paralysie des actions de sécurité nécessaires dans ces circonstances.
 4.9. Puissance du réacteur
      La puissance thermique de fonctionnement du réacteur chargé avec le coeur nourricier défini au 4.2 sera autorisée par les ministres chargés de l'industrie et de l'environnement dans les prescriptions techniques particulières mentionnées à l'article 7, dans la limite de puissance thermique maximale fixée à l'article 2.
 4.10. Circuits de ventilation et de rejets
      Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur rappelée à l'article 3, les dispositions ci-après seront prévues :
   Pendant les phases de fonctionnement du réacteur et pendant les opérations de chargement et de déchargement de combustible, un circuit de ventilation assurera une dépression, par rapport à l'atmosphère, à l'intérieur de l'enceinte de confinement. La fermeture des registres d'isolement de l'enceinte devra être possible même en cas de perte de source d'énergie électrique.
   Les circuits de rejets à la cheminée seront munis de filtres à poussières ininflammables, de pièges à iode et d'un dispositif de contrôle continu de l'activité des rejets. L'efficacité des filtres et des pièges à iode fera l'objet de contrôles périodiques.
   Les règles générales d'exploitation mentionnées aux articles 5 et 6 préciseront les conditions de mise en service des circuits de rejets, les modalités de surveillance de ces rejets et les modalités de contrôle des filtres et pièges à iode. En particulier, toutes dispositions seront prises pour que, en cas d'accident, il soit possible de limiter l'extension de la contamination et de contrôler le rejet éventuel à l'extérieur.
 4.11. Manutention et stockage des éléments combustibles
      Les dispositifs de manutention et de stockage de tous les éléments combustibles seront réalisés de manière à exclure tout risque de criticité et à limiter les risques de chute pouvant endommager le combustible. Ils seront en outre conçus et exploités de façon à prendre en compte les risques dus à des éléments combustibles défectueux ou endommagés lors des expériences et à limiter les conséquences d'accidents plausibles éventuels.
   Les règles générales d'exploitation mentionnées aux articles 5 et 6 préciseront les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations de stockage et de manutention du combustible.
 4.12. Protection contre les séismes
      Les bâtiments et les équipements importants pour la sûreté seront conçus et réalisés de telle sorte que, en cas de séismes dont les spectres de réponse sont définis pour le site de Cadarache en application de la Règle fondamentale de sûreté 2001-01 mentionnée dans le dossier joint à la demande susvisée présentée le 10 octobre 2002 par le Commissariat à l'énergie atomique :
   - le supportage global du bâtiment réacteur sera maintenu ;
   - le risque de dénoyage de la piscine du réacteur sera exclu ;
   - l'intégrité du coeur nourricier sera maintenue ;
   - toute éjection accidentelle de barre de commande, le réacteur étant en fonctionnement ou à l'arrêt, sera exclue et l'insertion des barres de commande, le réacteur étant en fonctionnement, sera possible ;
   - les systèmes de protection et de sécurité seront capables d'amener et de maintenir l'installation dans un état sûr, sans dépassement des limites admissibles pour le combustible du coeur nourricier ;
   - les conditions de sous-criticité relatives à l'entreposage des éléments du coeur et des dispositifs expérimentaux seront conservées ;
   - la fermeture des registres d'isolement de l'enceinte sera possible ;
   - la surveillance neutronique du réacteur sera assurée ;
   - l'effectivité des mesures de surveillance qui sont reportées dans la salle de repli du réacteur sera assurée, et notamment le contrôle de la sous-criticité du coeur, le contrôle du refroidissement du réacteur, le contrôle du refroidissement des éléments combustibles hors de la piscine, la surveillance du confinement des produits radioactifs, et la mesure des émetteurs gamma dans le hall du réacteur.
 4.13. Protection contre les agressions d'origine interne
 ou externe à l'installation
      Les dispositifs et circuits de sécurité, dont les systèmes de protection et de sécurité, le circuit de refroidissement primaire et l'enceinte de confinement, les structures de stockage du combustible et des effluents, seront protégés par des dispositions de construction ou, selon le cas, par redondance contre tous les effets dynamiques et les projectiles considérés comme plausibles par le rapport de sûreté et pouvant atteindre ces ouvrages.
   A cet égard, l'installation sera protégée par des dispositions de construction contre les chutes d'aéronefs qui seront considérées comme plausibles selon la règle fondamentale de sûreté I.1.a du 7 octobre 1992 relative à la prise en compte des risques liés aux chutes d'avions.
   Des dispositions seront également prises pour maintenir l'installation dans un état sûr en cas d'inondation, de hautes ou de basses températures, de vents forts ou de chutes de neige importantes, et de feux de forêt.
   Le Commissariat à l'énergie atomique se tiendra informé des projets de modification notable de l'environnement par rapport à la description du dossier joint à la demande d'autorisation de modification susvisée, ayant ou pouvant avoir des conséquences sur le respect des dispositions du présent décret. Il présentera 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 et accidentelles prévisibles.
 4.14. Protection contre les incendies
      Sans préjudice des dispositions de l'arrêté du 31 décembre 1999 susvisé, des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne ou externe à l'installation, pour permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
   A cet égard, les matériaux et les éléments de construction utilisés devront présenter, en ce qui concerne leur comportement au feu, des qualités de réaction et de résistance appropriées aux risques encourus, en particulier à l'intérieur de l'enceinte de confinement. Les chemins d'évacuation devront être parfaitement définis et dégagés. Ils devront avoir été portés à la connaissance de l'ensemble du personnel présent sur l'installation.
   L'exploitant procédera à l'entretien et au débroussaillement périodique des terrains situés à proximité de l'installation dans le périmètre de l'installation nucléaire de base.
   Des exercices de sécurité seront régulièrement organisés, au minimum annuellement, et les comptes rendus de ces exercices seront tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base.
 4.15. Auxiliaires
      Les diverses sources d'alimentation en énergie et en fluides seront en capacité, en redondance et en nombre suffisants pour assurer l'alimentation des systèmes de protection et de sauvegarde.
 4.16. Protection radiologique de l'environnement
 et des travailleurs
      Toutes dispositions seront prises pour permettre le respect des modalités de rejets qui sont fixées par les arrêtés prévus dans le cadre de la réglementation en vigueur.
   En particulier, toutes dispositions seront prises pour éviter la contamination de la nappe phréatique. Un contrôle périodique sera effectué.
   Des mesures de surveillance appropriées seront prises pour ce qui concerne les risques de fuites des systèmes de collecte et d'entreposage des effluents.
   Aucun stockage définitif de déchets radioactifs n'aura lieu dans le périmètre de l'installation.
   Des dispositions de construction suffisantes seront prises pour que, compte tenu des règles générales d'exploitation mentionnées aux articles 5 et 6, les équivalents de doses reçus par les travailleurs restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que raisonnablement possible compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment de la manutention du combustible et des opérations de maintenance de l'installation.
 4.17. Transports des matières radioactives
      Les transports de substances radioactives liés à des expéditions de l'installation vers d'autres installations seront effectués selon des modalités propres à assurer la sûreté du transport et le respect de la réglementation relative à la protection des différentes catégories de travailleurs, des personnes du public et de l'environnement.
   Les emballages de transport de matières radioactives feront l'objet de contrôles de non-contamination et de débit de dose à leur réception et avant leur expédition.
   4.18. Entreposage de sodium
      Les règles générales d'exploitation mentionnées aux articles 5 et 6 préciseront les consignes de sécurité et les procédures à respecter pour les opérations d'entreposage du sodium.
 4.19. Gestion des déchets
      Sans préjudice de l'arrêté du 31 décembre 1999 susvisé, l'exploitant s'efforcera de réduire le volume des déchets produits et optimisera leur gestion en veillant à les valoriser ou à les traiter chaque fois que cela sera possible. Les déchets seront triés par nature et par catégorie de nuisances 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 prendra toutes dispositions appropriées pour réduire au minimum le nombre d'emballages contenant des déchets qui séjourneront transitoirement dans l'installation en attente d'évacuation.
 4.20. Formation du personnel
      Conformément aux dispositions des articles L. 231-3-1, R. 231-89 et R. 231-90 du code du travail, le personnel qui sera employé dans l'installation possédera les aptitudes professionnelles normalement requises et aura reçu notamment, avant tout travail effectif dans cette installation, une formation et une information particulières en matière de sécurité nucléaire, de radioprotection et de protection contre les risques liés aux produits manipulés ou entreposés.
 4.21. Manutention
      Sans préjudice de la réglementation applicable aux appareils de manutention, des dispositions seront prévues en matière de règles d'exploitation afin de prévenir le risque de chute de charges et d'en minimiser les conséquences compte tenu de toutes les circonstances plausibles.
 4.22. Insertion dans l'environnement
      Sans préjudice de l'arrêté du 31 décembre 1999 susvisé, l'installation autorisée par le présent décret sera modifiée et exploitée de telle façon que son utilisation ne puisse être à l'origine de bruits ou vibrations pouvant constituer une gêne pour la tranquillité du voisinage. L'exploitant veillera à la qualité architecturale de l'installation et à sa bonne insertion dans le paysage, ainsi qu'au maintien du site en bon état de propreté.

   La mise en exploitation de l'installation Cabri, modifiée selon les modalités définies dans la demande susvisée, sera soumise à l'approbation des ministres chargés de l'industrie et de l'environnement, pour la première divergence, ainsi que pour la réalisation des essais expérimentaux conformément aux prescriptions techniques particulières mentionnées à l'article 7.
   A cet effet, et au plus tard six mois avant cette mise en exploitation, l'exploitant transmettra un rapport provisoire de sûreté et une mise à jour des règles générales d'exploitation de l'ensemble de l'installation modifiée ainsi qu'une mise à jour du plan d'urgence interne du site mentionnés à l'article 4-II du décret du 11 décembre 1963 susvisé. Ces documents devront comporter les éléments permettant de s'assurer notamment que les prescriptions du présent décret ont été ou seront respectées et que l'ensemble de l'installation pourra être exploitée dans des conditions de sûreté satisfaisantes.
   De plus, au plus tard deux mois avant la mise en exploitation, l'exploitant transmettra au directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un document présentant les résultats des essais de bon fonctionnement de l'installation Cabri modifiée réalisés dans le coeur nourricier et la boucle d'essais à eau sous pression.

   Le délai de mise en service prévu au III de l'article 4 du décret du 11 décembre 1963 susvisé sera de dix ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel.
   Dans un délai qui sera fixé dans l'approbation préalable à la première divergence prévue à l'article 5, alinéa premier, l'exploitant présentera au directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un rapport définitif de sûreté relatif à l'ensemble de l'installation ainsi qu'une mise à jour des règles générales d'exploitation et du plan d'urgence interne.
   L'installation modifiée ne pourra être considérée comme mise en service, au sens du décret du 11 décembre 1963 susvisé, qu'après que les ministres chargés de l'industrie et de l'environnement auront prononcé cette mise en service sur présentation du rapport définitif de sûreté, des règles générales d'exploitation et du plan d'urgence interne.

   Les ministres chargés de l'industrie et de l'environnement notifieront des prescriptions techniques particulières applicables à l'exploitation de l'installation, auxquelles l'exploitant devra se conformer.
   Le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection sera avisé de toute modification entraînant une mise à jour des documents de sûreté de l'installation : rapport de sûreté, règles générales d'exploitation, plan d'urgence interne.
   Seront soumises à l'autorisation des ministres chargés de l'industrie et de l'environnement les modifications, même temporaires, qui conduiront à ne pas respecter les prescriptions techniques qu'ils auront notifiées.
   Seront soumises à l'autorisation du directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection les modifications, même temporaires, qui remettront en cause la démonstration de sûreté de l'installation, telle qu'exposée dans le rapport de sûreté. Pour les autres modifications, il appartiendra à l'exploitant d'apprécier si l'accord préalable du directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection est nécessaire.

   L'installation autorisée par le présent décret est intégrée à l'installation désignée d'importance vitale par le ministre chargé de l'industrie en exécution de l'article 1er de l'ordonnance du 29 décembre 1958, que constitue le centre d'études nucléaires de Cadarache.


   Conformément aux dispositions de l'article 6 ter du décret du 11 décembre 1963 susvisé, lorsque l'exploitant prévoira, pour quelque cause que ce soit, la mise à l'arrêt définitif de l'installation, il en informera le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection et lui adressera : un document justifiant l'état choisi pour l'installation après son arrêt définitif et indiquant les étapes de son démantèlement ultérieur ; un rapport de sûreté applicable aux opérations de mise à l'arrêt définitif et les dispositions permettant d'assurer la sûreté de l'installation ; les règles générales de surveillance et d'entretien à observer afin de maintenir un niveau satisfaisant de sûreté ; la mise à jour du plan d'urgence interne.
   La mise en oeuvre des dispositions prévues dans le rapport et les documents énumérés ci-dessus sera subordonnée à leur approbation, dans les formes prévues au IV de l'article 3 du décret du 11 décembre 1963 susvisé.

   Sans préjudice de l'application des règlements en vigueur, tout accident ou incident, nucléaire ou non, ayant eu ou risquant d'avoir des conséquences notables pour la sûreté de l'installation autorisée par le présent décret, sera déclaré sans délai par l'exploitant aux ministres chargés de l'industrie, de l'environnement et de la santé.


   Le ministre de l'économie, des finances et de l'industrie, la ministre de l'écologie et du développement durable et le ministre délégué à l'industrie sont chargés, chacun en ce qui le concerne, de l'exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.