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Timestamp: 2019-11-17 17:53:19+00:00
Document Index: 137473752

Matched Legal Cases: ["l'article 7", "l'article 7", "l'article 10", "l'article 7", "l'article 2", "l'article 1", "l'article 7"]

28 DECEMBRE 2011. - Arrêté royal concernant le Centre d'Etudes de l'Energie nucléaire
28 DECEMBRE 2011. - Arrêté royal modifiant l'arrêté royal du 22 décembre 2000 portant reconnaissance du Centre d'Etudes de l'Energie nucléaire comme exploitant d'une installation nucléaire
Le présent projet d'arrêté a pour but d'actualiser le statut du Centre d'Etudes de l'Energie nucléaire (SCK•CEN), lequel exploite des installations nucléaires à Mol, Boeretang, 200, au regard de l'article 7 de la loi du 22 juillet 1985 sur la responsabilité civile dans le domaine de l'énergie nucléaire. Il s'agit de prendre en considération le quadruplement du montant de la responsabilité civile des exploitants d'installations nucléaires au 1er janvier 2012, et de mieux faire coïncider à cette date le montant applicable au SCK•CEN avec le risque y afférent. A ce jour, le montant assuré pour le SCK•CEN est en effet le même que celui d'une centrale nucléaire de puissance alors que les risques d'accident nucléaire sont largement inférieurs.
L'article 7, alinéa 2, 2°, de la loi du 22 juillet 1985 sur la responsabilité civile dans le domaine de l'énergie nucléaire permet à Sa Majesté, par arrêté délibéré en Conseil des Ministres, de réduire le montant maximal du dommage à concurrence duquel la responsabilité de l'exploitant est engagée, pour tenir compte de la capacité et de la nature de l'installation nucléaire.
Tel est l'exercice réalisé dans l'exposé qui suit.
Le risque associé à une activité (p.ex. le fonctionnement d'une installation industrielle) est le résultat du produit de deux facteurs : d'une part, la probabilité d'occurrence d'accidents potentiels liés à l'activité, et, d'autre part, les conséquences dommageables en cas d'accident.
La probabilité d'occurrence s'exprime généralement par année lorsque l'activité considérée a une continuité dans le temps. Les conséquences se traduisent en terme de dommages corporels (nombre de blessés ou de morts) et de dommages aux biens (exprimés généralement en coût). Ainsi, le risque associé à des accidents potentiellement catastrophiques peut être faible si leur probabilité d'occurrence est extrêmement réduite (p.ex. la chute d'un avion de ligne sur un stade de football durant une rencontre sportive) et celui associé à des accidents de portée individuellement limitée peut être important si la probabilité (ou fréquence) est élevée (p.ex. les accidents de circulation routière pris dans leur ensemble). Le but de cette remarque introductive est de montrer que, lorsqu'on aborde la notion de risque, on doit considérer deux aspects distincts, l'estimation des probabilités (approche probabiliste) et l'évaluation des conséquences dommageables (approche dite déterministe dans le jargon des spécialistes de la sûreté).
Le risque nucléaire associé aux installations du SCK•CEN peut être séparé en deux composantes :
• le risque lié aux accidents dits « internes », c'est-à-dire les accidents résultant d'un dysfonctionnement de l'une des installations nucléaires. Ce dysfonctionnement peut être causé par une défaillance technique ou par une erreur humaine (ou encore par une combinaison des deux);
• le risque lié aux accidents d'origine externe, à savoir les chutes d'avion, les explosions et incendies, les séismes, le terrorisme.
1. Installations nucléaires à risque au SCK•CEN
Les installations nucléaires du SCK•CEN présentant un risque potentiel sont les suivantes :
- le réacteur BR1;
- le réacteur BR2;
- le réacteur VENUS;
- le laboratoire plutonium;
- le laboratoire de haute et moyenne activité;
- l'installation de traitement, conditionnement et stockage de déchets.
2. Accidents « internes »
a) Le réacteur BR1 utilise de l'uranium naturel comme combustible; il est modéré au graphite et refroidi à l'air. Sa puissance théorique est 4 MW thermiques, mais depuis de nombreuses années, il ne fonctionne plus qu'à une puissance réduite ne dépassant jamais 1 MW. Le seul risque de relâchement significatif de matières radioactives et de contamination de l'environnement est celui d'un incendie dans le massif graphite du réacteur. Un tel incendie résulterait d'une libération soudaine de l'importante quantité d'énergie accumulée (énergie Wigner) par le réseau cristallin du graphite sous l'effet de l'irradiation neutronique. En raison des principes de fonctionnement à faible puissance du réacteur depuis longtemps, l'énergie Wigner est très petite, diminue au cours du temps et le risque d'incendie est donc très faible. L'évaluation d'impact radiologique d'un incendie dans un canal du réacteur ne donne pas lieu à des mesures pour la protection du public.
b) Le réacteur BR2 peut être comparé à une centrale de puissance. Tout comme un réacteur de puissance du type PWR (Doel, Tihange), le réacteur BR2 est refroidi à l'eau, mais c'est presque le seul point similaire. Les différences essentielles du point de vue de la sûreté sont les suivantes; la puissance maximum du BR2 avoisine les 100 MW thermiques, alors qu'elle est environ 30 fois supérieure dans une centrale nucléaire de puissance. Si on admet que le taux de production de matières radioactives est, en première approximation, proportionnel à la puissance, on réalise immédiatement que l'inventaire en ces matières est considérablement plus petit dans le BR2 que dans une centrale de puissance. En cas de relâchement accidentel, les conséquences radiologiques seront également beaucoup plus faibles. Un autre point de comparaison se situe au niveau de la quantité de combustible présente dans le coeur du réacteur : 12 kg d'uranium hautement enrichi dans le BR2, de l'ordre de 100 000 kg d'uranium faiblement enrichi dans un réacteur de puissance.
Une autre différence essentielle concerne le circuit primaire de refroidissement. Dans une centrale PWR, la pression et la température moyenne de l'eau sont respectivement de l'ordre de 160 bars (16 MPa) et 300 ° C, alors que ces mêmes paramètres avoisinent les valeurs de 12 bars et 45 ° C dans le BR2. De plus la cuve du BR2 est plongée dans une piscine de grand volume et donc d'une très grande capacité d'accumulation de chaleur. En cas de rupture d'une canalisation du circuit primaire, le refroidissement du coeur du réacteur BR2 se fera par convection naturelle dans la piscine, sans risque d'ébullition de l'eau, ni de fusion du coeur. Cette particularité n'existe pas dans un PWR. Un accident tel que celui de Three Mile Island II (USA, type PWR) n'est donc pas à craindre dans le BR2.
En cas d'accident grave dans un réacteur PWR, des quantités importantes d'hydrogène peuvent être produites suite à l'oxydation à haute température des matériaux de gainage du combustible et de certains matériaux de structure en zircaloy (cf. accident de Three Mile Island II), avec le risque d'explosion qui en découle. Dans le réacteur BR2 ce risque n'existe pas, les matériaux étant différents.
En ce qui concerne la quantité de combustible irradié stocké sur le site : environ 250 éléments combustibles pour le BR2, 1.500 tonnes fin 2005 pour les centrales de Doel et Tihange (3.300 tonnes en 2025).
Le réacteur BR2 est situé dans une enceinte de confinement étanche, dont le volume libre d'air est proportionnellement beaucoup plus grand que pour une centrale de puissance. En cas d'explosion d'origine quelconque, la surpression engendrée serait dès lors également beaucoup plus faible.
Enfin, on notera aussi que le réacteur BR2 ne fonctionne guère plus que 120 jours par an, c'est-à-dire environ 3 fois moins qu'un réacteur de puissance dont le fonctionnement en dehors des périodes de maintenance est quasi permanent.
La probabilité d'un accident majeur avec rejets radioactifs dans l'environnement, dépassant le critère de référence fixé par la loi, n'a pas été estimée dans le cas du BR2. Pour une centrale de puissance de type PWR, la valeur estimée de cette probabilité est de l'ordre de 10-5 par an et par réacteur. Pour les raisons mentionnées ci-dessus, il est raisonnable de considérer que la probabilité dans le cas du BR2 ne devrait pas être supérieure. Compte tenu du fait que l'inventaire en matières radioactives est beaucoup plus faible pour le BR2, le risque de contamination extérieure dépassant le seuil de référence devrait être d'au moins deux ordres de grandeur inférieur à celui d'un des sites de Doel et Tihange.
c) Le réacteur VENUS étant une installation fonctionnant à une puissance quasiment nulle, des accidents conduisant à des relâchements significatifs de matières radioactives pour l'environnement sont inférieurs à celles du BR2.
d) Il en va de même pour les autres installations « passives », telles que le laboratoire de moyenne et haute activité et l'installation de traitement, conditionnement et stockage de déchets.
3. Accidents d'origine externe
Une étude détaillée de sûreté sur les accidents d'origine externe au SCKCEN a été réalisée en 1987-1988. Il est à noter que les hypothèses utilisées pour cette étude étaient extrêmement conservatives. Toutefois, d'un point de vue probabiliste, les actes de terrorisme n'ont pas été pris en compte. Les conclusions de cette étude peuvent être résumées de la manière suivante :
- pour ce qui concerne les chutes d'avion, le principal risque d'accident avec rejets radioactifs significatifs et dépassant le critère de référence est constitué par le réacteur BR2 avec une probabilité de l'ordre de 8 10-7/an;
- à l'époque de l'étude, le seul risque réel d'explosions susceptibles de causer des dommages significatifs aux installations nucléaires du SCK•CEN était représenté par un réservoir de 23.500 l de propane sur le site. Depuis lors ce réservoir a été supprimé. De manière marginale, on peut également citer le risque d'explosions dû aux transports routiers, mais la probabilité est extrêmement faible (de l'ordre de 10-10/an) et de toute manière les conséquences seraient nulles du point de vue radiologique;
- il a été également établi que les incendies ne constituaient pas un risque du point de vue radiologique;
- aucune approche probabiliste n'a été utilisée pour les risques liés aux séismes, qui sont de toute manière très limités en Belgique et en particulier dans la région de Mol. Le risque le plus important était constitué par l'aile plutonium du bâtiment Chimie (mise en suspension dans l'air de particules contenant du Pu), mais de toute manière le critère de référence ne serait pas dépassé.
En conclusion, la chute d'un avion sur le BR2 représente en définitive la contribution majeure du risque lié aux accidents d'origine externe au SCK•CEN. Si à présent ce risque est comparé à celui de la chute d'un avion sur une centrale nucléaire de puissance, on fera tout d'abord observer que ces dernières, bien qu'elles soient dimensionnées pour résister à la chute d'un avion du type Boeing 727 (cas de référence), subiraient probablement des dommages irréversibles dans le cas de la chute d'un avion du type Boeing 747, avec possibilité de rejets radioactifs dans l'environnement. Le BR2 qui n'offre pas une résistance comparable à la chute d'un avion lourd, représente néanmoins un risque nettement moindre dans la mesure où les rejets seraient considérablement inférieurs.
Il apparaît clairement au vu de l'analyse présentée ci-dessus que la principale contribution au risque global nucléaire des installations du SCK•CEN vient du réacteur BR2 aussi bien au niveau des accidents dit internes qu'à celui des accidents d'origine externe. Tenant compte des éléments suivants :
- puissance du BR2 trente fois inférieure à celle d'un PWR et donc inventaire en matières radioactives beaucoup plus faible,
- spécificités de conception du BR2, qui dispose d'une plus grande sûreté intrinsèque qu'un PWR,
- temps de fonctionnement du BR2 limité à environ 120 jours par an,
- unicité du réacteur, alors que les sites de Doel et Tihange comportent respectivement 4 et 3 unités,
il peut être conclu que le risque associé au fonctionnement du BR2 et donc à celui des installations du SCKCEN est de très loin inférieur à celui des sites nucléaires de Doel et Tihange. Un facteur de réduction supérieur à cent peut être raisonnablement avancé.
Il paraît donc raisonnable, à la lumière de la loi votée ce 20 juillet 2011 portant la responsabilité civile de l'exploitant d'installations nucléaires de 297.472.229,73 euros à 1,2 milliard euros au 1er janvier 2012, de considérer désormais le SCK•CEN comme une installation à risque réduit, tout en maintenant le montant assuré au niveau actuel, c'est-à-dire 297.472.229,73 euros. La protection des victimes d'un accident éventuel ne sera donc en rien diminuée au 1er janvier 2012 par rapport à la situation antérieure.
Ce montant est d'ailleurs déjà largement supérieur au nouveau montant minimal figurant dans le protocole de révision de la Convention de Paris sur la responsabilité civile dans le domaine de l'énergie nucléaire, lequel, s'il n'est pas encore entré en vigueur, prévoit un montant minimal de 70 millions euros pour les installations à faible risque; il est aussi supérieur à celui des autres installations à risque réduit, assurées pour 75 millions euros.
les très respectueux et fidèles serviteurs,
Vu la loi du 22 juillet 1985 sur la responsabilité civile dans le domaine de l'énergie nucléaire, l'article 7, alinéa 2, 2°, modifié par les lois des 11 juillet 2000 et 13 novembre 2011, et l'article 10;
Vu l'arrêté royal du 22 décembre 2000 portant reconnaissance du Centre d'Etudes de l'Energie nucléaire comme exploitant d'une installation nucléaire;
Vu la requête, introduite le 14 juillet 2011 par le Centre d'Etudes de l'énergie nucléaire (SCK•CEN), en vertu de l'article 7, alinéa 2, 2°, de la loi du 22 juillet 1985 précitée, en vue d'obtenir au 1er janvier 2012 la réduction de sa responsabilité civile comme exploitant d'une installation nucléaire sise à Mol, Boeretang, 200;
Considérant qu'au 1er janvier 2012, le montant de la responsabilité civile des exploitants d'installations nucléaires passe de 297.472.229,73 euros à 1,2 milliard euros;
Considérant que les risques d'accident nucléaires du SCK•CEN sont largement inférieurs à ceux d'une centrale nucléaire de puissance;
Considérant que les dommages pouvant résulter d'un éventuel accident nucléaire au SCK•CEN sont largement inférieurs à ceux que pourrait causer un accident dans une centrale nucléaire de puissance;
Considérant l'analyse de risque figurant dans le Rapport en annexe;
Considérant que la principale contribution au risque global nucléaire des installations du SCK•CEN vient du réacteur BR2 aussi bien au niveau des accidents dit internes qu'à celui des accidents d'origine externe. Tenant compte des éléments suivants :
- unicité du réacteur, alors que les sites de Doel et Tihange comportent respectivement quatre et trois unités,
il peut être conclu que le risque associé au fonctionnement du BR2 et donc à celui des installations du SCK•CEN est de très loin inférieur à celui de centrales nucléaires de puissance;
Considérant qu'il n'y a dès lors plus lieu d'appliquer au SCK•CEN le même régime qu'aux autres installations précitées;
Considérant que la reconnaissance du SCK•CEN comme installation à faible risque ne peut toutefois pas avoir pour effet de réduire la couverture existante soit 297.472.229,73 euros; Sur la proposition du Ministre de l'Economie, de la Ministre de l'Intérieur et du Secrétaire d'Etat à l'Energie et de l'avis des Ministres qui en ont délibéré en Conseil,
Article 1er. Dans l'article 2 de l'arrêté royal du 22 décembre 2000 portant reconnaissance du Centre d'Etudes de l'Energie nucléaire comme exploitant d'une installation nucléaire, un alinéa rédigé comme suit est inséré avant l'alinéa 1er :
« Les installations nucléaires visées à l'article 1er sont considérées comme une installation à risque réduit, au sens de l'article 7, alinéa 2, 2°, de la loi du 22 juillet 1985 sur la responsabilité civile dans le domaine de l'énergie nucléaire, modifié par la loi du 13 novembre 2011. »
Art. 2. Le présent arrêté entre en vigueur le 1er janvier 2012.
Art. 3. Le Ministre qui a les Assurances dans ses attributions et le ministre qui a l'Energie dans ses attributions sont chargés, chacun en ce qui le concerne, de l'exécution du présent arrêté.
Mme J. MILQUET Le Secrétaire d'Etat à l'Energie, M. WATHELET