Décret n°96-761 du 27 août 1996 autorisant la Société pour le conditionnement des déchets et des effluents industriels à créer une installation nucléaire de base, dénommée Centraco, sur la commune de Codolet (département du Gard)
La Société pour le conditionnement des déchets et des effluents industriels (Socodei) est autorisée à créer, sur le territoire de la commune de Codolet (département du Gard), l'installation nucléaire de base dénommée Centraco dans les conditions définies par la demande présentée le 22 avril 1994 et le dossier joint, sous réserve des dispositions du présent décret.

L'installation Centraco a pour but de trier, décontaminer, valoriser, traiter et conditionner, en particulier en réduisant leur volume, des déchets et des effluents industriels faiblement et très faiblement radioactifs provenant de producteurs français et étrangers. 
Les modalités de prise en charge et de traitement des déchets provenant de l'étranger se font conformément aux dispositions du décret n° 2008-209 du 3 mars 2008 relatif aux procédures applicables au traitement des combustibles usés et des déchets radioactifs provenant de l'étranger. 
La prise en charge et le traitement des déchets industriels non radioactifs en substitution des matières premières normalement utilisées pour le fonctionnement de l'installation sont admis en tant que de besoin dès lors qu'aucun déchet radioactif disponible n'est susceptible de présenter les propriétés requises. La nature et l'origine de ces déchets sont définis dans les prescriptions établies par l'Autorité de sûreté nuclaire. 

L'installation nucléaire de base dont la création est autorisée par le présent décret est constituée par les bâtiments et équipements implantés à l'intérieur du périmètre délimité par le plan annexé au présent décret (1).
L'installation Centraco est constituée par :
-une unité d'incinération (I) ;
-une unité de fusion (F) ;
-une unité de site comprenant le bâtiment (M) regroupant les auxiliaires d'utilités et le laboratoire, une station de traitement des effluents radioactifs de l'unité d'incinération (STE), les bâtiments (L) d'entreposage des déchets liquides, le bâtiment (E) principalement dédié à l'entreposage de déchets métalliques, d'outillages contaminés, de colis finals et de magasinage, une aire de transit des conteneurs (ATC) de déchets solides radioactifs en conteneur et un atelier de contrôle radiologique (ACR).
L'activité maximale susceptible d'être présente dans l'ensemble des bâtiments est de 9. 10 ¹ ¹ Bq pour les radioéléments émetteurs alpha et 6, 2. 10 ¹ ³ Bq pour les radioéléments émetteurs bêta-gamma. 
Centraco est une installation à risque réduit au sens du décret du 12 avril 1991 susvisé.

   La Société pour le conditionnement des déchets et des effluents industriels, en sa qualité d'exploitant de l'installation nucléaire de base visée à l'article 1er, se conformera à l'ensemble des obligations définies par le décret du 11 décembre 1963 susvisé et aux prescriptions particulières du présent décret, sans préjudice du respect des autres dispositions législatives et réglementaires en vigueur, notamment en matière :
   - d'application du code du travail ;
   - de protection de l'environnement ;
   - de prévention des risques technologiques ;
   - de régime de l'eau ;
   - de rejets d'effluents liquides et gazeux, radioactifs ou chimiques ;
   - d'appareils à pression.

L'exploitant respectera les prescriptions techniques énumérées ci-après :
4.1. Assurance de la qualité
L'exploitant veillera, conformément à l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base, à obtenir, pour les structures, composants et systèmes importants pour la sûreté, une qualité en rapport avec les fonctions qu'ils assurent. 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, fondé sur des procédures écrites et archivées.
4.2. Protection contre le risque de dissémination
de substances radioactives ou chimiques
L'installation sera conçue, réalisée et exploitée de telle sorte que soit respecté l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre le risque de dissémination de substances radioactives ou chimiques. Le confinement de ces substances tiendra compte de leur forme physico-chimique.
Le confinement des substances radioactives ou chimiques sera normalement assuré à l'aide de deux systèmes. Le premier système préviendra en particulier le risque de dissémination radioactive à l'intérieur des zones accessibles au personnel. A cet égard, les manipulations de substances radioactives seront effectuées de façon à interposer entre le personnel et les matières un confinement statique ou dynamique. Un dispositif permettant une détection rapide des incidents consécutifs à la défaillance de ce premier système sera installé. Le second système complétera en tant que de besoin 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.
Les règles générales d'exploitation prévues aux articles 6 et 7 ci-après préciseront les conditions d'application de ces dispositions, en particulier en ce qui concerne la surveillance, les essais et la maintenance des dispositifs de confinement et de contrôle.
Les unités dans lesquelles circuleront ou seront stockés des liquides radioactifs ou chimiques seront munies de dispositifs de rétention étanches de capacité appropriée. S'il s'agit de stockages, la capacité utile de la cuvette de rétention associée sera au moins égale à la capacité du plus gros réservoir implanté, ainsi qu'à la moitié de la capacité totale du stockage.
Dans les parties de l'installation où le risque de dissémination chimique ou radioactive existe, des dispositifs de ventilation maintiendront, par rapport à la pression atmosphérique, une dépression fixée dans les règles générales d'exploitation et adapatée à l'importance du risque, compte tenu des opérations qui y seront conduites ; lorsque ces parties de l'installation communiquent entre elles, ou sont susceptibles de se trouver mises en communication, les dispositifs de ventilation permettront l'établissement d'une cascade de dépressions suffisante pour prévenir la diffusion de produits chimiques ou radioactifs à partir des parties présentant les risques de dissémination chimique ou radioactive les plus élevés vers celles présentant de moindres risques.
L'air provenant des parties ventilées de l'installation présentant un risque de dissémination de radioactivité sera filtré à travers des filtres à très haute efficacité et contrôlé avant d'être rejeté à l'extérieur. Les dispositifs de ventilation, et notamment l'efficacité de leurs filtres, feront l'objet d'une surveillance régulière.
Des contrôles seront effectués aux différents points de rejet pour vérifier l'absence de radioactivité dans l'air rejeté suivant les conditions définies par l'Office de protection contre les rayonnements ionisants (O. P. R. I.) et les résultats en seront transmis mensuellement à cet office.
4.3. Protection des travailleurs et du public
contre l'exposition aux rayonnements ionisants
Conformément aux dispositions de l'article 15 du décret du 28 avril 1975 modifié susvisé, une ou plusieurs zones contrôlées, dont l'accès sera réglementé, seront délimitées et signalées de manière appropriée. En outre, des zones surveillées seront, si nécessaire, définies.
Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur sur la limitation des doses annuelles pouvant être reçues par les travailleurs et par le public, des dispositions appropriées seront prises pour que, dans le cadre des règles générales d'exploitation prévues par le présent décret et compte tenu des différents travaux prévisibles, notamment des opérations de maintenance, les équivalents de doses individuelles et collectives reçus par les travailleurs et le public restent aussi faibles que possible.
4.4. Protection contre les séismes.
Les bâtiments sont dimensionnés selon les règles parasismiques de 1992.
4.5. Effluents liquides et gazeux.
L'installation est exploitée de manière à réduire autant qu'il est possible à des conditions économiques acceptables la quantité d'eau prélevée dans le milieu naturel et les rejets d'effluents liquides et gazeux. Une décision de l'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection fixe les limites de rejets des effluents liquides et gazeux et précise leurs modalités de gestion ainsi que les caractéristiques et les dispositions relatives à leur rejet.
L'exploitant dispose des moyens nécessaires pour réaliser des contrôles de l'environnement, notamment eu égard au risque de dissémination de substances radioactives ou toxiques présentes dans les installations.
4.6. Déchets solides.
Les durées d'entreposage des substances sur le site n'excèdent pas :
-deux ans pour les déchets faisant l'objet d'une acceptation directe ;
-deux ans pour les colis résultant des opérations de traitement ;
-quatre ans pour les déchets de procédé ou les déchets faisant l'objet d'une acceptation sur dossier.
Les conditions d'entreposage sont définies dans le référentiel de sûreté et les durées d'entreposage supérieures à deux ans y sont justifiées.
Les durées sont comptabilisées à compter de la date de prise en charge du déchet.
4.7. Protection contre l'incendie
Des dispositions seront prises pour réduire les risques et les conséquences des incendies d'origine interne ou externe à l'installation, permettre leur détection, empêcher leur extension et assurer leur extinction.
En particulier, l'installation comportera des mesures de sectorisation adaptées aux incendies considérés comme plausibles qui s'y déclareraient ou la menaceraient et des moyens de secours programmés.
4.8. Protection contre les agressions de l'environnement
Des dispositions seront prises en vue d'assurer un confinement suffisant des substances dangereuses, compte tenu de toute circonstance plausible 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.
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.
L'exploitant se tiendra informé de tout projet de modification de l'environnement par rapport à la description des dossiers joints 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 ; il présentera à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier précisant les conséquences de la modification envisagée compte tenu des circonstances normales ou accidentelles prévisibles, ainsi que le cas échéant les mesures qu'il envisage de prendre pour y remédier.
4.9. Formation du personnel
Sans préjudice des dispositions de l'article 11 du décret du 28 avril 1975 susvisé, le personnel qui sera employé dans l'installation possédera les aptitudes professionnelles normalement requises ou aura reçu, avant tout travail effectif dans cette installation, une formation particulière en matière de sécurité nucléaire et de protection contre les risques liés aux produits manipulés et entreposés.
4.10. Conduite de l'installation
Les systèmes de protection, de sécurité et de conduite intéressant la sûreté de l'installation seront conçus pour fournir des indications fiables, pour détecter les évolutions des paramètres importants pour la sûreté et pour permettre la mise en état sûr de l'installation.
Les dispositions précises retenues à cet effet, et notamment les conditions de contrôle et de maintenance de ces systèmes, seront précisées dans les règles générales d'exploitation prévues aux articles 6 et 7 ci-après. Les règles générales d'exploitation préciseront également les moyens de protection individuels et collectifs du personnel, ainsi que les règles d'usage de ces moyens.
4.11. Transports de substances radioactives
Les transports 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, des personnes du public et de l'environnement.
Les emballages de transport et les conteneurs de substances radiactives feront l'objet de contrôles de contamination et de débit de dose à leur réception et avant leur expédition.
4.12. Manutention
Sans préjudice de la réglementation relative au contrôle des appareils de manutention, des dispositions seront prévues en matière de conception et de règles d'exploitation afin de prévenir le risque de chute de charge et d'en minimiser les conséquences compte tenu de toutes les circonstances plausibles pouvant résulter du fonctionnement normal ou accidentel de l'installation.

   L'installation Centraco sera construite et exploitée de façon que son fonctionnement ne puisse pas être à l'origine de bruits ou de vibrations pouvant constituer une gêne pour la tranquillité du voisinage. La gêne éventuelle sera évaluée conformément à l'arrêté du 20 août 1985 relatif aux bruits aériens émis dans l'environnement par les installations classées pour la protection de l'environnement.
   L'exploitant veillera à la qualité architecturale de l'installation, à sa bonne insertion dans le paysage ainsi qu'au maintien du site en bon état de propreté.

   L'exploitation de l'installation selon les modalités définies dans la demande susvisée, notamment l'introduction et la mise en oeuvre de matières radioactives dans le bâtiment de fusion et l'unité d'incinération, est soumise à l'approbation du ministre chargé de l'environnement et du ministre chargé de l'industrie.
   A cet effet, et au plus tard six mois avant la mise en exploitation d'un bâtiment ou d'un atelier, l'exploitant transmettra à la direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection un dossier comportant un rapport provisoire de sûreté, des règles générales d'exploitation et un plan d'urgence interne de l'installation précisant les moyens à mettre en oeuvre sur le site en cas de situation accidentelle. Ces documents devront comporter les éléments permettant de s'assurer que les prescriptions du présent décret, en particulier celles contenues dans son article 4, ont été ou seront respectées et que l'installation pourra être exploitée dans des conditions de sûreté satisfaisantes.
   L'installation sera considérée comme mise en exploitation au sens de l'article 17 de la loi du 27 décembre 1975 susvisée deux mois après l'approbation par les ministres chargés de l'industrie et de l'environnement des documents prévus ci-dessus.

   Le délai de mise en service prévu à l'article 4-III du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé est de quinze ans à compter de la publication du présent décret au Journal officiel de la République française.
   L'exploitant présentera au directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection au plus tard pour le 31 août 2007 un rapport définitif de sûreté, accompagné de la mise à jour des règles générales d'exploitation et du plan d'urgence interne. L'installation ne pourra être considérée comme mise en service, au sens dudit article, qu'après que les ministres chargés de l'industrie et de l'environnement auront donné leur approbation à ces documents.

   Lorsqu'elles n'exigent pas l'intervention d'un décret pris en application de l'article 6 du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé, les modifications de l'installation entraînant une mise à jour du rapport de sûreté, des règles générales d'exploitation ou du plan d'urgence interne ne pourront être réalisées ou rendues effectives qu'après approbation du directeur de la sûreté des installations nucléaires.


   Lors de la mise à l'arrêt définitif de l'installation, les dispositions relatives à son démantèlement contenues dans les dossiers joints à la demande susvisée ne dispensent pas l'exploitant de présenter au directeur de la sûreté des installations nucléaires les documents mentionnés à l'article 6 ter du décret du 11 décembre 1963 modifié susvisé.


     Le ministre de l'environnement et le ministre de l'industrie, de la poste et des télécommunications sont chargés, chacun en ce qui le concerne, de l'exécution du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.