Source: https://aida.ineris.fr/consultation_document/41208
Timestamp: 2020-01-18 09:05:15+00:00

Document:
Arrêté du 03/09/18 modifiant certaines dispositions applicables aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection | AIDA
(JO n°220 du 23 septembre 2018)
NOR : TREP1809476A
Objet : évaluation de la conformité et suivi en service des équipements sous pression nucléaires.
Entrée en vigueur : les dispositions de l'arrêté entrent en vigueur le lendemain de sa publication.
Notice : le texte précise certaines exigences d'évaluation de la conformité et définit les modalités de suivi en service des équipements sous pression nucléaires.
Références : le texte est pris en application des articles du chapitre VII du titre V du livre V du code de l'environnement. Les arrêtés du 10 novembre 1999, du 7 février 2012 et du 30 décembre 2015 modifiés par le présent arrêté peuvent être consultés, dans sa rédaction issue de cette modification, sur le site Légifrance (http://legifrance.gouv.fr).
Vu l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires ;
Vu les observations formulées lors de la consultation publique réalisée du 28 novembre 2017 au 19 décembre 2017, en application de l'article L. 123-19-1 du code de l'environnement ;
Vu l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire en date du 8 mars 2018,
L'arrêté du 30 décembre 2015 susvisé est ainsi modifié :
I. Son titre est complété par les mots : « et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection ».
II. L'article 1er est remplacé par les dispositions suivantes :
« Art. 1. I. Le présent arrêté s'applique aux équipements sous pression nucléaires et aux ensembles nucléaires, définis à l'article R. 557-12-1 du code de l'environnement ainsi que, pour les articles 10,10-2,10-4 et 10-6 et l'annexe VII, aux accessoires de sécurité les protégeant mentionnés au 3° du III de l'article R. 557-14-1 du code de l'environnement.
III. Au a) du I de l'article 3, le mot : « situations » est remplacé par les mots : « conditions accidentelles ».
IV. L'article 4 devient un III de l'article 3.
V. A l'article 3 est ajouté un IV ainsi rédigé :
VI. Après l'article 3, il est inséré un article 4 ainsi rédigé :
« Art. 4.I. La démarche d'identification des éléments et des activités importants pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement et des exigences définies afférentes, prévue au I de l'article 2.5.1 et au I de l'article 2.5.2 de l'arrêté du 7 février 2012 susvisé prend en compte les prescriptions figurant dans la notice d'instructions des équipements sous pression nucléaires et des ensembles nucléaires, qui sont nécessaires au maintien de leur niveau de sécurité. L'exploitant identifie les documents ou types de document listant les exigences définies afférentes à un ou plusieurs équipements sous pression nucléaires ou ensembles nucléaires.
VII. Au premier alinéa du II de l'article 5, les mots : « ces équipements » sont remplacés par les mots : « ces ensembles nucléaires ».
VIII. Après le premier alinéa du II de l'article 5, un deuxième alinéa ainsi rédigé est ajouté :
IX. Le II de l'article 6 est remplacé par les dispositions suivantes :
X. Au VI de l'article 6, les mots « au 1 des annexes II et III » sont remplacés par « aux deuxième, troisième, quatrième et cinquième alinéas de l'article 8 ».
XI. Au début du VII de l'article 6 est ajouté un alinéa ainsi rédigé :
« Tout fabricant qui prévoit de fabriquer un ensemble nucléaire comprenant au moins un des équipements sous pression nucléaires visés au II de l'article 6 du présent arrêté peut demander à l'Autorité de sûreté nucléaire, préalablement à la demande d'évaluation de la conformité, un avis sur tout ou partie des options qu'il a retenues pour assurer et démontrer la conformité aux exigences essentielles de sécurité. Cette demande est accompagnée d'un avis de l'exploitant portant sur l'adéquation de ces options avec la démonstration de sûreté nucléaire au sens de l'arrêté du 7 février 2012 susvisé de l'installation à laquelle il est destiné. L'Autorité de sûreté nucléaire précise dans son avis dans quelle mesure les options présentées par le fabricant sont propres à assurer et à démontrer la conformité aux exigences essentielles de sécurité, compte tenu de l'état d'avancement de la technique et de la pratique au moment de la conception et de la fabrication, ainsi que des considérations techniques et économiques compatibles avec un degré élevé de protection de la santé et de la sécurité. Elle fixe la durée de validité de son avis. Cet avis est notifié au fabricant. »
XII. Le a du VII de l'article 6 est complété par un alinéa ainsi rédigé : « Pour les équipements sous pression nucléaires ayant fait l'objet antérieurement d'une procédure d'évaluation de la conformité, la procédure globale comprend la vérification qu'ils disposent d'une déclaration de conformité ou d'une autorisation en application de l'article 9 du présent arrêté. »
XIII. Au c du VII de l'article 6, avant les mots : « L'évaluation de la protection de l'ensemble nucléaire contre le dépassement des limites admissibles » sont ajoutés les mots : « Sauf en cas d'application des dispositions du deuxième alinéa du II de l'article 5 du présent arrêté, »
XIV. L'article 6 est complété par un IX ainsi rédigé :
XV. A l'article 8, les mots : « à un l'exploitant » sont remplacés par les mots : « à un exploitant ».
XVI. A la fin de l'article 8, les alinéas suivants sont ajoutés :
XVII. Après l'article 8, il est inséré quatre articles ainsi rédigés :
« Art. 8-1. De la matière issue de la fabrication d'un équipement sous pression nucléaire mentionné au a) du 1 du I de l'article 5 du présent arrêté, notamment des parties présentant des risques forts d'hétérogénéité et des assemblages permanents entre des parties de ce type, doit être conservée dans des conditions permettant, pendant toute la durée d'utilisation de cet équipement et dans les limites des possibilités permises par la conception et la fabrication, de :
« L'Autorité de sûreté nucléaire peut préciser par décision les modalités d'application de cet article.
« Art. 8-2. Les analyses physico-chimiques, les essais métallographiques, les essais des assemblages soudés et les essais mécaniques listés dans une décision de l'Autorité de sûreté nucléaire, nécessaires à la justification du respect des exigences essentielles de sécurité d'équipements sous pression nucléaires de niveau N1 ou N2 ou de parties principales sous pression d'équipements sous pression nucléaires de niveau N1 ou N2, sont réalisés par un laboratoire accrédité pour ce type d'essais par le Comité français d'accréditation, ou par tout autre organisme d'accréditation signataire d'un accord conclu dans le cadre de la coordination européenne des organismes d'accréditation ou de la coopération internationale relative à l'accréditation des laboratoires, selon une norme fixant les exigences concernant la compétence des laboratoires d'essais et prévoyant des essais de comparaison inter-laboratoires.
« Dans les cas où, pour un matériau constitutif d'une partie qui contribue à la résistance à la pression provenant d'un intermédiaire, les essais et analyses listés dans la décision de l'Autorité de sûreté nucléaire mentionnée au premier alinéa n'ont pas été réalisés par un laboratoire accrédité dans les conditions précisées aux alinéas précédents, le fabricant de l'équipement sous pression nucléaire peut, alternativement, réaliser les essais et analyses nécessaires à la justification de la conformité de ce matériau aux exigences essentielles de sécurité applicables dans un laboratoire accrédité dans les conditions précisées aux alinéas précédents.
« Art. 8-3. La documentation technique mentionnée à l'article L. 557-5 du code de l'environnement accompagnant un équipement sous pression nucléaire ou un ensemble nucléaire inclut la liste des fabricants de matériaux ainsi que des personnes physiques ou morales autres que le fabricant de l'équipement sous pression nucléaire ou de l'ensemble nucléaire qui ont exécuté une action de conception, de fabrication ou de contrôle dont l'activité a été susceptible d'avoir un impact sur le respect des exigences essentielles de sécurité.
« Art. 8-4. L'Autorité de sûreté nucléaire peut préciser par décision les cas où des opérations d'intégration à l'installation nucléaire de base des équipements sous pression nucléaires ou des ensembles nucléaires en cours d'évaluation de la conformité peuvent être réalisées ainsi que les modalités de réalisation de ces opérations. »
XVIII. L'article 10 est remplacé par les dispositions suivantes :
« Art. 10. Les dispositions des articles R. 557-14-1 à R. 557-14-5 du code de l'environnement en ce qu'elles concernent l'installation, les contrôles de mise en service, les inspections et les requalifications périodiques, les réparations et les modifications sont précisées, pour le circuit primaire principal et les circuits secondaires principaux des chaudières nucléaires à eau sous pression, par l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé ; pour les autres équipements sous pression nucléaires, faisant partie ou non d'un ensemble nucléaire, par les annexes V et VI du présent arrêté, et pour les accessoires de sécurité mentionnés au 3° du III de l'article R. 557-14-1 du code de l'environnement, par l'annexe VII du présent arrêté. »
XIX. Après l'article 10, il est inséré les articles suivants ainsi rédigés :
« Art. 10-1. I. La réalisation des assemblages permanents, ainsi que les contrôles associés permettant de raccorder un appareil tel que défini aux a) et b) de l'article 1er de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé à un équipement sous pression nucléaire soumis aux dispositions des points 1 à 4 de l'annexe V du présent arrêté, font l'objet d'une évaluation de la conformité de leur réalisation par un organisme habilité, conformément aux dispositions du dossier de l'exploitant prévu à l'article 10 de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé. Au terme de celle-ci, l'organisme habilité délivre une attestation de conformité à la suite de quoi l'exploitant établit et signe une déclaration de conformité.
« Les accessoires de sécurité visés à l'article 1er de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé protégeant également un équipement sous pression nucléaire soumis aux dispositions des points 1 à 2 de l'annexe VI du présent arrêté sont soumis aux dispositions de l'arrêté du 10 novembre 1999 complétées par celles des points 1.2 et 2 de l'annexe VI du présent arrêté. Dans ce cadre, les programmes des opérations d'entretien et de surveillance mentionnés au point 1.2 de l'annexe VI du présent arrêté sont ceux définis en application de l'article 4 de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé.
« Art. 10-2. Les dispositions du I de l'article R. 557-14-3 du code de l'environnement sont réputées satisfaites pour les équipements constitutifs d'un ensemble nucléaire ayant fait l'objet d'une évaluation de la conformité sauf :
« - en ce qui concerne les exigences définies aux points 2.10 et 3.2.3 de l'annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée en cas d'application des dispositions du deuxième alinéa du II de l'article 5 du présent arrêté.
« Art. 10-3. I. Toute modification ou réparation d'un équipement sous pression nucléaire autre que de catégorie 0, réalisée avant son installation sur un appareil répondant aux définitions des a) ou b) de l'article 1er de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé dont la mise en service n'a pas encore eu lieu, fait l'objet d'une évaluation de la conformité aux exigences essentielles de sécurité définies à l'article 5 du présent arrêté lorsque cette modification ou réparation est susceptible d'avoir une incidence sur sa conformité aux exigences essentielles de sécurité. Les critères définissant les modifications et réparations susceptibles d'avoir une incidence sur la conformité des équipements sous pression nucléaires aux exigences essentielles de sécurité peuvent être précisés par des guides professionnels préalablement soumis à l'acceptation de l'Autorité de sûreté nucléaire. Cette évaluation de la conformité est réalisée dans les conditions de l'article 6 du présent arrêté. Elle peut ne concerner que la partie réparée ou modifiée selon des modalités qui peuvent être définies dans les guides professionnels susmentionnés.
« II. Toute intervention sur un équipement sous pression nucléaire appartenant à un appareil répondant aux définitions des a) ou b) de l'article 1er de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé dont la mise en service n'a pas encore eu lieu, à l'exclusion des canalisations visées à l'article 3 de cet arrêté, réalisée après son installation, est considérée comme une intervention au sens de l'article 10 de cet arrêté et est soumise aux dispositions de cet article.
« Art. 10-4. La pose d'un système d'obturation de fuites en marche sur un équipement peut être effectuée selon des modalités définies dans des guides professionnels préalablement soumis à l'acceptation de l'Autorité de sûreté nucléaire.
« Art. 10-5. Les dispositions de l'article 8-1 du présent arrêté sont également applicables aux assemblages permanents mentionnés dans l'article susmentionné réalisés lors de l'installation, de la modification ou de la réparation d'un équipement sous pression nucléaire.
« Art. 10-6. En application de l'article R. 557-14-2 du code de l'environnement, l'exploitant s'assure que les prescriptions relatives à l'installation, la mise en service, l'utilisation, la maintenance, les réparations et les modifications définies par le fabricant qui sont nécessaires au maintien du niveau de sécurité des équipements et figurant, selon les cas, sur les équipements ou leur notice d'instructions sont respectées. L'exploitant peut ne pas respecter les autres dispositions de la notice d'instructions.
« Art. 10-7. Peuvent continuer à être utilisées dans le cadre d'une modification ou réparation les parties d'équipement sous pression nucléaire dont la fabrication, engagée avant le 31 décembre 2018, est conforme aux dispositions du décret du 2 avril 1926 portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux, du décret n° 43-63 du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz ou du décret n° 99-1046 du 13 décembre 1999 relatif aux équipements sous pression, et des textes pris pour leur application.
« Art. 10-8. Les équipements sous pression nucléaires 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 et du décret n° 43-63 du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz peuvent continuer à bénéficier de l'application des décisions ministérielles référencées DM-T/ P 18042,18043,27838 et 28767 définies en application de ces décrets.
« Art. 10-9. Les équipements sous pression nucléaires et les ensembles nucléaires, hormis ceux constitutifs du circuit primaire principal des chaudières nucléaires à eau, dont la fabrication a été engagée avant le 23 janvier 2011, ayant satisfait aux procédures d'évaluation de la conformité et disposant d'une déclaration de conformité « CE » en application du titre II du décret du 13 décembre 1999 relatif aux équipements sous pression ou d'une déclaration UE de conformité en application de la section 9 du chapitre VII du titre V du livre V de la partie réglementaire du code de l'environnement peuvent être installés, mis en service et utilisés.
« Art. 10-10. Les équipements qui, compte tenu de leurs caractéristiques, n'étaient pas soumis aux visites ou épreuves en application des dispositions du décret du 2 avril 1926 susvisé ou du décret du 18 janvier 1943 susvisé et qui sont soumis, en application du présent arrêté à requalification périodique, font l'objet de la première requalification périodique avant expiration d'un délai égal à l'intervalle maximal entre deux requalifications périodiques compté à partir du 23 janvier 2011. »
XX. Le sous-titre « 1. Préliminaire et généralités » et les deux alinéas suivants de chacune des annexes I à III sont supprimés.
XXI. Après le titre de chacune des annexes I à III est ajouté un sous-titre « 1. Domaine d'application ».
XXII. Au premier alinéa du point 3.4. de l'annexe I, les mots « des défauts de fabrication » sont remplacés par les mots « des défauts de fabrication et d'élaboration des matériaux ».
XXIII. Le point 4.1 de l'annexe I est complété par l'alinéa suivant :
XXIV. Les annexes sont complétées par trois annexes V, VI et VII ainsi rédigées :
« INSTALLATION, MISE EN SERVICE, SUIVI EN SERVICE, MODIFICATION ET RÉPARATION DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES
« Les dispositions du point 5 de la présente annexe sont applicables aux équipements sous pression nucléaires qui ne sont pas listés au paragraphe précédent et qui ne relèvent pas de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé.
« 1. Obligations générales : informations sur les équipements sous pression nucléaires
« Les informations relatives aux assemblages permanents entre équipements sous pression nucléaires sont intégrées dans les éléments mentionnés aux a) et c) d'un des équipements concernés.
« 2. Suivi en service : entretien et surveillance des équipements sous pression nucléaires
« 2.8. Les assemblages permanents entre équipements sont intégrés dans le programme des opérations d'entretien et de surveillance d'un des équipements concernés.
« 3. Suivi en service : inspection périodique des équipements sous pression nucléaires
« 3.5. L'inspection périodique donne lieu à l'établissement d'un compte rendu mentionnant les dates et les résultats des opérations effectuées. Ce compte rendu est signé par la personne qui a procédé à l'inspection périodique et par l'exploitant. Dans le cas où l'inspection périodique met en évidence une altération du niveau de sécurité d'un équipement sous pression nucléaire, la remise en service de celui-ci est subordonnée au résultat favorable d'une nouvelle inspection périodique réalisée dans les mêmes conditions mais dont la portée peut être limitée aux seules parties concernées par cette altération.
« 4. Installation, modification et réparation des équipements sous pression nucléaires
« b) Dans les autres cas, l'évaluation de la conformité est remplacée par l'examen par l'exploitant des documents d'accompagnement relatifs à la réparation ou la modification de l'équipement sous pression nucléaire, la réalisation d'une inspection visuelle et des essais non destructifs adaptés, qui peuvent se limiter aux parties réparées ou modifiées.
« 5. Dispositions applicables aux équipements non soumis aux points 1 à 4
« Les réparations et modifications sont réalisées dans les conditions du point 4.2 b de la présente annexe.
« OPÉRATIONS DE CONTRÔLE DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES EN SERVICE RÉALISÉES PAR LES ORGANISMES HABILITÉS
« Les équipements sous pression nucléaires auxquels les dispositions de la présente annexe s'appliquent sont mentionnés aux 1.1 et 2.1 ci-après. Les opérations de contrôle qui suivent sont réalisées, conformément aux articles R. 557-14-3 et R. 557-14-4 du code de l'environnement, par un organisme mentionné au a du 11° de l'article R. 557-4-2 habilité pour le suivi en service des équipements sous pression nucléaires, ou sous la direction d'un service d'inspection des utilisateurs habilité tel que mentionné au b du 11° de l'article R. 557-4-2 du code de l'environnement quand celui-ci a été habilité à cet effet.
« 1. Contrôle de mise en service des équipements sous pression nucléaires
« Lorsqu'un équipement sous pression nucléaire fait l'objet d'une nouvelle installation, le contrôle de mise en service doit être renouvelé et complété par une inspection réalisée selon les modalités de l'inspection de requalification périodique prévue au 2.4 de la présente annexe.
« 2. Requalification périodique des équipements sous pression nucléaires
« Ces opérations sont décrites aux points 2.4,2.5 et 2.6 de la présente annexe.
« L'exploitant révise, si nécessaire, son programme des opérations d'entretien et de surveillance pour prendre en compte les constatations faites lors de la requalification.
« DISPOSITIONS RELATIVES AU SUIVI EN SERVICE DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION DE TYPE ACCESSOIRES DE SÉCURITÉ MENTIONNÉS AU 3O DU III DE L'ARTICLE R. 557-14-1 DU CODE DE L'ENVIRONNEMENT PROTÉGEANT DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES
I. A la fin de l'article 1er un alinéa ainsi rédigé est ajouté :
II. Aux I et II de l'article 4 et au I de l'article 12, les mots : « avec copie au directeur général de la sûreté nucléaire » sont supprimés.
III. Le c du II de l'article 4 est remplacé par :
IV. Le dernier alinéa de l'article 8 est remplacé par l'alinéa suivant :
V. L'avant dernier tiret du point a) du I de l'article 10 est remplacé par :
VI. Le point III de l'article 10 est remplacé par :
VII. Le point IV de l'article 10 est remplacé par :
VIII. Au I de l'article 9, les mots : « III de l'article 15 » sont remplacés par les mots « II de l'article 15 ».
IX. L'avant dernier alinéa du point III de l'article 15 est complété par :
« 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. ».
X. Au premier alinéa de l'article 16, les mots : « à l'article 14 » sont remplacés par les mots : « aux articles 9 ou 14 ».
XI. A l'article 16, le mot : « remis » est remplacé par les mots : « mis ou remis » et le mot : « remise » est remplacé par les mots : « mise ou remise ».
XII. Au dernier alinéa de l'article 16, les mots : « Sur proposition du directeur régional de l'industrie, de la recherche et de l'environnement, le préfet de département territorialement compétent » sont remplacés par les mots : « L'Autorité de sûreté nucléaire » et les mots « décision du préfet » sont remplacés par les mots : « décision de l'Autorité de sûreté nucléaire ».
XIII. Les mots : « directeur régional de l'industrie, de la recherche et de l'environnement territorialement compétent », « directeur de la sûreté des installations nucléaires », « directeur régional de l'industrie, de la recherche et de l'environnement » et « préfet de département territorialement compétent » sont remplacés par les mots : « Autorité de sûreté nucléaire ».
L'article 5.1 de l'arrêté du 7 février 2012 susvisé est remplacé par les dispositions suivantes : « Les dispositions relatives aux équipements sous pression spécialement conçus pour les installations nucléaires de base sont fixées par le présent arrêté, l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé et l'arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection. »
I. L'article 13 de l'arrêté du 30 décembre 2015 susvisé est remplacé par les alinéas suivants :
« Art. 13. I. L'article 8-1 du présent arrêté n'est pas applicable aux équipements sous pression nucléaires et aux ensembles nucléaires dont la fabrication a commencé avant la date de publication de l'arrêté du 3 septembre 2018 modifiant certaines dispositions applicables aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection et aux approvisionnements de matériaux commencés avant la même date.
II. Les I et II de l'article 10-1 de l'arrêté du 30 décembre 2015 susvisé, créés par le présent arrêté, entrent en vigueur à la date du 1er janvier 2019.
III. L'article 10-5 de l'arrêté du 30 décembre 2015 susvisé, créé par le présent arrêté, entre en vigueur à la date du 1er janvier 2019.
IV. Le point 5 de l'annexe V de l'arrêté du 30 décembre 2015 susvisé, créé par le présent arrêté, entre en vigueur à la date du 1er janvier 2019.
V. L'annexe VII de l'arrêté du 30 décembre 2015 susvisé, créée par le présent arrêté, entre en vigueur à la date du 1er janvier 2019.
VI. Après l'article 19 de l'arrêté du 10 novembre 1999 est inséré l'article suivant :
« Art. 19-1. 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. »
Article 5 de l'arrêté du 3 septembre 2018
L'arrêté du 12 décembre 2005 relatif aux équipements sous pression nucléaires est abrogé.
Article 6 de l'arrêté du 3 septembre 2018
vient modifier : Arrêté du 30/12/15
vient modifier : Arrêté du 10/11/99

References: L'article 1
 Art. 1
 l'article 3
 L'article 4
 l'article 3
 l'article 3
 l'article 3
 Art. 4
 l'article 2
 l'article 2
 l'article 5
 l'article 5
 l'article 6
 l'article 6
 l'article 8
 l'article 6
 l'article 6
 l'article 6
 l'article 9
 l'article 6
 l'article 5
 L'article 6
 l'article 8
 l'article 8
 l'article 8
 Art. 8
 l'article 5
 Art. 8
 Art. 8
 Art. 8
 L'article 10
 Art. 10
 l'article 10
 Art. 10
 l'article 1
 l'article 10
 l'article 1
 l'article 4
 Art. 10
 l'article 5
 Art. 10
 l'article 1
 l'article 5
 l'article 6
 l'article 1
 l'article 3
 l'article 10
 Art. 10
 Art. 10
 l'article 8
 Art. 10
 Art. 10
 Art. 10
 Art. 10
 Art. 10
 l'article 1
 l'article 4
 l'article 12
 l'article 4
 l'article 8
 l'article 10
 l'article 10
 l'article 10
 l'article 9
 l'article 15
 l'article 15
 l'article 15
 l'article 16
 l'article 16
 l'article 14
 l'article 16
 l'article 16

L'article 5
 L'article 13
 Art. 13
 L'article 8
 l'article 10
 L'article 10
 l'article 19
 Art. 19
 l'article 10