Ordonnance du 10 décembre 2004 sur l'énergie nucléaire (OENu)
RS 732.11
Abréviation: OENu
Etat le: 2025-07-01

732.11

Ordonnance
sur l’énergie nucléaire

(OENu)

du 10 décembre 2004 (État le 1er juillet 2025)

Le Conseil fédéral suisse,

vu l’art. 101, al. 1, de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire (LENu)

RS 732.1

,

arrête:

Chapitre 1Dispositions générales

Art. 1

Nouvelle teneur selon l’annexe 6 ch. II 2 de l’O du 21 mars 2012 sur l’application de garanties, en vigueur depuis le 1er mai 2012 (RO 2012 1703).

Matières nucléaires1 Sont réputées matières nucléaires:
a. les matières brutes suivantes:
1.

l’uranium naturel, à savoir l’uranium contenant le mélange d’isotopes qui se trouve dans la nature,

2.

l’uranium appauvri, à savoir l’uranium dont la teneur en uranium 235 est inférieure à celle de l’uranium naturel,

3.

le thorium,

4.

les matières visées aux ch. 1 à 3, sous forme de métal, d’alliage, de composés chimiques ou de concentrés; toute autre matière contenant une ou plusieurs des matières mentionnées ci-dessus à des concentrations définies par l’Agence internationale de l’énergie atomique;

b. les matières fissiles spéciales suivantes:
1.

le plutonium 239,

2.

l’uranium 233,

3.

l’uranium 235,

4.

l’uranium enrichi, c’est-à-dire où la proportion d’uranium 235 ou d’uranium 233 ou de ces deux isotopes est plus élevée que dans l’uranium naturel,

5.

les matières visées aux ch. 1 à 4, sous forme de métal, d’alliage, de composés chimiques ou de concentrés; toute autre matière contenant une ou plusieurs des matières mentionnées ci-dessus à des concentrations définies par l’Agence internationale de l’énergie atomique.

2 Ne sont pas réputées matières nucléaires:
a.

les minerais d’uranium et de thorium;

b.

les matières brutes et les produits tirés de matières brutes qui ne servent pas à la production d’énergie par fission nucléaire, en particulier les blindages, les capteurs dans des instruments de mesure, les alliages céramiques et autres alliages;

c.

les matières fissiles spéciales jusqu’à un poids de 15 g et les produits tirés de matières fissiles spéciales qui ne servent pas à la production d’énergie par fission nucléaire, en particulier les capteurs dans des instruments de mesure et autres produits finis dont seul un effort technique et économique excessif permettrait d’extraire des matières fissiles spéciales.

Art. 2Installations nucléaires1 Ne sont pas réputées installations nucléaires les installations dans lesquelles on extrait, produit, utilise, transforme ou entrepose les matières nucléaires suivantes:
a.

les substances dont la teneur en uranium naturel, en uranium appauvri ou en thorium ne dépasse pas 1000 kg;

b.

les matières brutes pour lesquelles il est prouvé qu’étant donné leur état physico-chimique et les conditions d’exploitation auxquelles elles sont soumises, l’établissement d’une réaction en chaîne auto-entretenue est impossible;

c.

les matières fissiles spéciales dont la teneur en plutonium 239, en uranium 233 ou en uranium 235 ne dépasse pas 150 g.

1bis

Ne sont pas non plus réputées installations nucléaires les installations situées en dehors d’installations nucléaires et dans lesquelles des déchets radioactifs sont stockés en vue de leur décroissance conformément à l’art. 117 de l’ordonnance du 26 avril 2017 sur la radioprotection (ORaP)

RS 814.501

.

Introduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

2

L’Office fédéral de l’énergie (office) détermine les matières brutes qui remplissent les conditions énoncées à l’al. 1, let. b.

Art. 3Courtage

Ne sont pas réputées courtage les activités définies l’art. 3, let. k, LENu lorsque les articles nucléaires concernés servent aux besoins propres en Suisse.

Art. 4Définitions

Les définitions des autres termes utilisés dans la présente ordonnance figurent à l’annexe 1.

Art. 5Plan sectoriel des dépôts en couches géologiques profondes

La Confédération fixe, dans un plan sectoriel contraignant pour les autorités, les objectifs et les conditions du stockage des déchets radioactifs dans des dépôts en couches géologiques profondes.

Art. 6

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Autorités de surveillanceLes autorités de surveillance sont:
a.

l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) pour la sécurité et la sûreté nucléaire,

b.

l’office pour les autres domaines relevant de l’exécution de la LEnu.

Chapitre 2Principes de la sécurité nucléaire et de la sûreté

Art. 7Exigences pour la sécurité nucléaireLes mesures suivantes doivent être prises pour assurer la sécurité nucléaire:
a.

pour dimensionner, construire, mettre en service et exploiter une installation nucléaire, on doit faire appel à des procédés, à des matériaux, à des techniques et à des types d’organisation ayant donné satisfaction ou dont la qualité à été démontrée; cela vaut en particulier pour l’élaboration du projet, la manufacture, la vérification, la conduite de l’exploitation, la surveillance, la maintenance, l’assurance de la qualité, les retours d’expérience, l’ergonomie, la formation et le perfectionnement;

b.

si le fonctionnement s’écarte de la norme, l’installation doit réagir par un comportement autant que possible autorégulateur, peu sensible à l’erreur; à cet effet, on devra choisir autant que possible un comportement se caractérisant par la sécurité inhérente; on entend par là un état dans lequel un système technique fonctionne de manière sûre de lui-même, c’est-à-dire sans avoir besoin de systèmes auxiliaires;

c.

pour pouvoir maîtriser les défaillances, on devra concevoir l’installation de façon à ce qu’aucune libération inadmissible de substances radioactives ne se produise aux alentours; des systèmes de sécurité passifs et actifs devront être prévus à cet effet;

d.

en prévision des défaillances pouvant libérer des substances radioactives en quantités dangereuses, on devra prendre en outre, sur les plans technique, organisationnel et administratif, des mesures préventives et des mesures destinées à en atténuer les effets néfastes.

Art. 8Exigences pour la protection contre les défaillances1

Dans les installations nucléaires on devra prendre des mesures de protection contre les défaillances ayant leur origine tant à l’intérieur qu’à l’extérieur.

2

Sont réputées défaillances ayant leur origine à l’intérieur de l’installation en particulier la défaillance de réactivité, la perte de liquide de refroidissement, la perte du puits de chaleur, l’incendie, l’inondation, les effets mécaniques de la défaillance d’un composant, la détérioration d’une gaine lors de la manipulation d’un élément combustible, la panne d’un système d’exploitation, la réaction inopportune d’un système de sécurité ou son fonctionnement incorrect ainsi que les erreurs commises par le personnel.

3

Sont réputées défaillances ayant leur origine à l’extérieur de l’installation en particulier les défaillances causées par un tremblement de terre, par une inondation, par la chute accidentelle d’un aéronef civil ou militaire sur l’installation, par une rafale de vent, par la foudre, par une onde de choc, par l’incendie, par la perte de l’alimentation externe en électricité et par l’entrave ou une coupure de l’alimentation externe en eau de refroidissement.

4

En concevant une installation nucléaire conformément à l’art. 7, let. c, on devra classer les défaillances visées à l’al. 2 et celles visées à l’al. 3 qui ne sont pas causées par des événements naturels selon la fréquence indiquée à l’art. 123, al. 2, ORaP

RS 814.501

. À cet égard, les hypothèses devront prévoir une erreur isolée qui viendra s’ajouter à l’événement déclencheur. On devra démontrer que les limites de dose visées à l’art. 123, al. 2, ORaP peuvent être respectées.

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

4bis En concevant une installation nucléaire conformément à l’art. 7, let. c, on partira de l’hypothèse, pour ce qui concerne les défaillances causées par des événements naturels qui sont visées à l’al. 3, d’un événement naturel d’une fréquence de 10‑3 par année et d’un événement naturel d’une fréquence de 10‑4 par année. Les hypothèses devront prévoir une erreur isolée qui viendra s’ajouter à l’événement déclencheur. On devra démontrer que la dose résultant pour les membres du public par une défaillance isolée de ce type:
a.

ne dépasse pas 1 mSv pour un événement d’une fréquence de 10-3 par année;

b.

ne dépasse pas 100 mSv pour un événement d’une fréquence de 10-4 par année.

Introduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

5

Une analyse probabiliste doit démontrer qu’il existe aussi une protection suffisante contre les défaillances hors dimensionnement. À cet égard, les mesures préventives ou destinées à atténuer les effets néfastes visés à l’art. 7, let. d, peuvent être prises en compte.

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

6

Le Département fédéral de l’environnement, des transports, de l’énergie et de la communication (département) fixe dans une ordonnance les hypothèses spécifiques de risque et les critères d’évaluation.

Art. 9Exigences pour la sûreté1

La protection des installations et des matières nucléaires contre les actes de sabotage, les actes de violence ou le vol doit reposer sur un système de défense échelonné en profondeur comprenant des mesures de nature architecturale, technique, organisationnelle, personnelle et administrative.

2

Les principes s’appliquant aux zones et aux barrières de sûreté ainsi qu’à la protection des centrales nucléaires, des matières nucléaires et des déchets radioactifs sont énoncés à l’annexe 2.

3

Le département fixe dans une ordonnance les principes s’appliquant aux hypothèses de risques et aux mesures de sûreté de nature architecturale, technique, organisationnelle et administrative.

Art. 10Principes régissant la conception d’une centrale nucléaire1 Les principes ci-après, en particulier, s’appliquent aux centrales nucléaires:
a.

les fonctions de sécurité doivent réagir même s’il se produit une erreur isolée quelconque, indépendamment de l’événement déclencheur, et même si un composant n’est pas disponible pour des raisons de maintenance; est réputée erreur isolée la défaillance fortuite d’un composant qui l’empêche d’exercer sa fonction de sécurité; les erreurs découlant de cette défaillance fortuite sont considérées comme faisant partie de l’erreur isolée;

b.

les fonctions de sécurité doivent autant que possible répondre aux principes de la redondance et de la diversité; la redondance est la présence d’un plus grand nombre d’équipements fonctionnels qu’il n’en faut pour exercer la fonction de sécurité prévue; la diversité est le recours à des principes physiques ou techniques différents;

c.

les circuits redondants destinés à remplir une fonction de sécurité doivent autant que possible fonctionner indépendamment les uns des autres, et cela aussi bien au plan des systèmes mécaniques que des systèmes de soutien tels que le contrôle-commande ou l’approvisionnement en énergie, le refroidissement et la ventilation;

d.

les circuits redondants destinés à remplir une fonction de sécurité doivent autant que possible être séparés les uns des autres dans l’espace;

e.

les circuits redondants destinés à remplir une fonction de sécurité doivent autant que possible pouvoir être vérifiés de manière intégrale ou à défaut, par segments aussi importants que possible, tant par déclenchement manuel qu’au moyen de l’incitation automatique simulée, y compris sous régime d’alimentation de secours en électricité;

f.

les fonctions de sécurité doivent être automatisées de sorte qu’en cas de défaillance au sens de l’art. 8, le personnel ne soit pas obligé d’intervenir pour assurer la sécurité dans les 30 minutes qui suivent l’événement déclencheur;

g.

en dimensionnant les systèmes et les composants, on doit prévoir des marges de sécurité suffisantes;

h.

on doit faire autant que possible en sorte que le comportement du système soit axé sur la sécurité en cas de dysfonctionnement d’un équipement;

i.

entre les fonctions de sécurité passives et actives, il faut préférer les premières;

j.

on doit tenir compte des capacités humaines et de leurs limites en concevant et en aménageant les places de travail et le déroulement des opérations de conduite et de maintenance de l’installation;

k.

à gain égal en termes de sécurité, il faut préférer les mesures visées à l’art. 7, let. d, qui sont propres à empêcher les défaillances à celles qui seraient de nature à en atténuer les conséquences.

2

L’IFSN est chargée de régler dans des directives les principes de la conception et qui sont spécifiques aux réacteurs à eau légère.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 11Principes régissant la conception d’un dépôt en couches géologiques profondes1 Le site d’un dépôt en couches géologiques profondes doit présenter les caractéristiques suivantes pour assurer la sécurité à long terme:
a.

une étendue suffisante d’une roche d’accueil appropriée;

b.

des conditions hydrogéologiques favorables;

c.

une stabilité géologique à long terme.

2 Un dépôt en couches géologiques profondes doit être conçu de manière:
a.

que les principes énoncés à l’art. 10, al. 1, soient respectés par analogie;

b.

que la sécurité à long terme soit assurée au moyen de barrières passives successives;

c.

que les dispositions prises pour faciliter la surveillance et la réparation du dépôt ou pour récupérer les déchets ne portent pas atteinte aux barrières de sécurité passive après la fermeture du dépôt;

d.

que le dépôt puisse être fermé en l’espace de quelques années.

3 L’IFSN est chargée de régler dans des directives:
a.

les principes de la conception du dimensionnement qui sont spécifiques aux dépôts en couches géologiques profondes;

b.

les exigences applicables au justificatif de la sécurité à long terme des dépôts en couches géologiques profondes.

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 31 mai 2024, en vigueur depuis le 1er juil. 2024 (RO 2024 280).

Art. 12Principes régissant la conception des autres installations nucléaires1

L’art. 10, al. 1, est applicable par analogie au dimensionnement des installations nucléaires autres que les centrales nucléaires et les dépôts en couches géologiques profondes.

2 De plus, un entrepôt pour déchets radioactifs doit être conçu de manière:
a.

à ne pas porter atteinte à l’aptitude au stockage final des colis de déchets;

b.

à offrir une capacité suffisante pour couvrir les besoins prévisibles.

3

L’IFSN est chargée de régler au besoin dans des directives les principes de la conception et du dimensionnement qui sont spécifiques à certains types d’installations nucléaires.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Chapitre 3Articles nucléaires

Art. 13CompétenceL’office est compétent pour octroyer:
a.

les autorisations de manipuler des matières nucléaires;

abis.

Introduite par l’annexe 8 ch. 1 de l’O du 3 juin 2016 sur le contrôle des biens, en vigueur depuis le 1er juil. 2016 (RO 2016 2195).

les autorisations d’exporter et de faire le courtage de technologies concernant des matières nucléaires;

b.

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 1er nov. 2017, en vigueur depuis le 1er janv. 2018 (RO 2017 7107)

l’approbation de la convention réglant la reprise de déchets radioactifs.

Art. 14

Nouvelle teneur selon l’annexe 8 ch. 1 de l’O du 3 juin 2016 sur le contrôle des biens, en vigueur depuis le 1er juil. 2016 (RO 2016 2195).

Procédure d’autorisation d’exporter et de faire le courtage des matières nucléaires et de technologies concernant des matières nucléaires1

L’office autorise les demandes d’autorisation d’exporter et de faire le courtage des matières nucléaires et de technologies concernant des matières nucléaires lorsque rien n’indique que les conditions d’octroi de l’autorisation fixées à l’art. 7 LENu ne sont pas satisfaites.

2

Il rejette les demandes lorsqu’une des conditions d’octroi de l’autorisation requises à l’art. 7 LENu n’est pas satisfaite.

3

Dans les autres cas, il décide en accord avec les services compétents du Département fédéral des affaires étrangères, du Département fédéral de l’économie, de la formation et de la recherche et du Département fédéral de la défense, de la protection de la population et des sports, après avoir consulté le Service de renseignement de la Confédération. Faute d’accord, le Conseil fédéral tranche sur proposition du département.

Art. 15Demande d’autorisation; pièces à joindre1

La demande d’autorisation de transporter, d’importer, d’exporter ou de faire transiter des matières nucléaires doit être faite conjointement par l’expéditeur, le destinataire, le transporteur et l’organisateur du transport.

2 Les pièces à joindre doivent fournir toutes les indications nécessaires à l’appréciation de la demande, notamment les indications concernant:

Nouvelle teneur selon l’art. 21, al. 2, de l’O du 25 mars 2015 sur la responsabilité civile en matière nucléaire, en vigueur depuis le 1er janv. 2022 (RO 2021 860).

a.

la composition et les propriétés des matières nucléaires;

b.

les détails techniques de l’équipement;

c.

le lieu de production;

d.

le lieu de destination et le nom du destinataire;

e.

l’utilisation prévue;

f.

les conditions d’achat ou de vente;

g.

le transport, avec notamment le justificatif du respect des exigences concernant le transport de marchandises dangereuses;

h.

Introduite par l’art. 21, al. 2, de l’O du 25 mars 2015 sur la responsabilité civile en matière nucléaire, en vigueur depuis le 1er janv. 2022 (RO 2021 860).

les exploitants de l’installation nucléaire responsables au sens de l’art. 2, let. b, de la loi fédérale du 13 juin 2008 sur la responsabilité civile en matière nucléaire

RS 732.44

qui répondent des dommages nucléaires;

i.

Introduite par l’art. 21, al. 2, de l’O du 25 mars 2015 sur la responsabilité civile en matière nucléaire, en vigueur depuis le 1er janv. 2022 (RO 2021 860).

la preuve de la couverture visée aux art. 1, let. c, et 2, al. 3, de l’ordonnance fédérale du 25 mars 2015 sur la responsabilité civile en matière nucléaire

RS 732.441

.

3 La demande d’autorisation de faire le courtage de matières nucléaires d’exporter ou de se procurer de la technologie concernant ces matières doit fournir:
a. pour des matières nucléaires – notamment des indications sur:
1.

la composition des matières,

2.

leur quantité,

3.

les lieux de départ et de destination ou bien, si le requérant ne les connaît pas au moment de la demande, le lieu d’exécution;

b.

pour la technologie: les indications mentionnées à l’al. 2 let. c à f, par analogie, ainsi que sur la forme et le contenu de la technologie concernée.

4 À la demande de l’office, le détenteur d’une autorisation de faire le courtage de matières nucléaires doit lui remettre un rapport périodique sur:
a.

la composition des matières;

b.

leur quantité;

c.

les lieux de départ et de destination ou bien, si le requérant ne les connaît pas au moment de la demande, le lieu d’exécution;

d.

le mode d’exécution de la transaction initiale et sa date;

e.

les parties au contrat.

5

L’office peut exiger au besoin des pièces supplémentaires.

Art. 16Enquête préalable1

À la demande du requérant, l’office étudie au préalable s’il peut lui accorder une autorisation en vertu du présent chapitre et si oui, à quelles conditions.

2

L’enquête préalable ne donne pas droit à une autorisation.

3

Si une autorisation est demandée, l’office ne réexaminera les conditions énoncées par lui et visées à l’al. 1 que si les conditions réelles ou juridiques ont changé depuis l’enquête préalable ou que si des faits nouveaux sont apparus.

Art. 17

Nouvelle teneur selon l’annexe 4 ch. 31 de l’O du 1er nov. 2006 sur les douanes, en vigueur depuis le 1er mai 2007 (RO 2007 1469).

Représentations diplomatiques ou consulaires, organisations internationales, entrepôts douaniers, dépôts francs sous douane et enclaves douanièresSont assimilées aux importations ou aux exportations les livraisons en provenance ou à destination:
a.

de représentations diplomatiques ou consulaires;

b.

d’organisations internationales;

c.

d’entrepôts douaniers ouverts, d’entrepôts de marchandises de grande consommation, de dépôts francs sous douane ou d’enclaves douanières.

Art. 18Durée de la validité de l’autorisation

L’autorisation est valable douze mois au plus et peut être prolongée de six mois au plus.

Art. 19

Abrogé par l’annexe 8 ch. 1 de l’O du 3 juin 2016 sur le contrôle des biens, avec effet au 1er juil. 2016 (RO 2016 2195).

Art. 20Conservation des pièces

Toutes les pièces ayant permis de délivrer l’autorisation doivent être conservées pendant cinq ans à compter de la date de délivrance de l’autorisation et être remises sur demande aux autorités compétentes.

Art. 21Devoir de notification1 Le détenteur d’une autorisation doit annoncer à l’IFSN notamment les événements et les constats suivants, qui concernent la sécurité du transport de matières nucléaires:

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

a.

le dépassement des valeurs-limites des doses, de la radioactivité ou de la contamination;

b.

les défauts techniques des conteneurs de transport soumis à agrément;

c.

les autres événements et constats portant atteinte à la sécurité ou pouvant y porter atteinte.

2 Il doit annoncer sans retard à l’IFSN les événements et les constats suivants, qui concernent la sûreté:

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

a.

les actes de sabotage et les tentatives de sabotage;

b.

les menaces d’attentat à la bombe;

c.

les menaces de chantage et les prises d’otage(s);

d.

les défaillances du fonctionnement, les dommages et les pannes des installations et des systèmes de sûreté qui se prolongent au-delà d’une durée de 24 heures;

e.

les autres événements et constats portant atteinte à la sûreté ou pouvant y porter atteinte.

3

Il doit fournir un rapport à l’IFSN sur chaque événement ou constat. Les rapports à l’IFSN doivent répondre aux exigences de l’annexe 6. Les rapports concernant la sûreté doivent être présentés dans les 30 jours et classifiés.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Chapitre 4Installations nucléaires

Section 1Autorisation générale

Art. 22Installations nucléaires à faible potentiel de risque1

Une autorisation générale n’est pas nécessaire pour une installation nucléaire si la fréquence des défaillances qui sont visées à l’art. 8, al. 2 et 3, dont il résulte une dose de plus de 1 mSv pour les membres du public, ne dépasse pas 10–6 par année; de plus, dans un entrepôt ou dans un dépôt en couches géologiques profondes, la somme des activités des nucléides à stocker ne doit pas dépasser 1016 LL au sens de l’annexe 3, colonne 9, ORaP

RS 814.501

.

Nouvelle teneur selon l’annexe 11 ch. 4 de l’O du 26 avr. 2017 sur la radioprotection, en vigueur depuis le 1er janv. 2018 (RO 2017 4261).

2

L’IFSN est chargée de régler dans des directives la méthode et les standards de l’analyse de défaillances requise par l’al. 1.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 23Demande d’autorisation généraleQuiconque requiert une autorisation générale doit fournir les pièces suivantes:
a. les rapports de sécurité et de sûreté, présentant:
1.

les caractéristiques du site,

2.

le but du projet et ses grandes lignes,

3.

l’exposition au rayonnement prévisible aux alentours de l’installation,

4.

les données personnelles et organisationnelles importantes,

5.

en outre, pour un dépôt en couches géologiques profondes, la sécurité à long terme;

b.

le rapport d’impact sur l’environnement;

c.

le rapport relatif à la concordance avec l’aménagement du territoire;

d.

le concept de désaffectation ou de phase d’observation de fermeture;

e.

le justificatif de l’évacuation des déchets radioactifs produits par l’installation.

Section 2Autorisation de construire et réalisation du projet

Art. 24Demande d’autorisation de construire1 Quiconque requiert une autorisation de construire doit démontrer:
a.

que les principes énoncés aux art. 7 à 12 peuvent être respectés;

b.

Abrogée par le ch. I de l’O du 1er nov. 2017, avec effet au 1er janv. 2018 (RO 2017 7107).

…

c.

et pour les installations nucléaires à faible potentiel de risque, que les exigences mentionnées l’art. 22 sont remplies.

2 À cet effet, il doit fournir les pièces suivantes:
a.

les documents pour obtenir l’autorisation de construire mentionnés à l’annexe 4;

b.

le rapport d’impact sur l’environnement;

c.

le rapport relatif à la concordance avec l’aménagement du territoire;

d.

le programme de gestion de la qualité pour les phases d’élaboration et d’exécution du projet;

e.

le concept de protection en cas d’urgence;

f.

le plan de désaffectation ou le projet de phase d’observation et le plan de fermeture;

g.

le rapport sur la conformité du projet avec l’autorisation générale.

3

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, le contenu, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 25Programme de gestion de la qualité1

Dans le programme de gestion de la qualité visé à l’art. 24, al. 2, let. d, le requérant doit décrire l’organisation et les déroulements du projet, y compris les mécanismes de sa collaboration avec les entreprises mandataires et avec les autorités qui octroient l’autorisation et qui exercent la surveillance.

2

Le programme de gestion de la qualité doit correspondre à l’état de la technique de la sécurité nucléaire et de la sûreté.

3

Le requérant doit faire vérifier périodiquement par des services externes que le programme de gestion de la qualité est conforme aux standards industriels du moment et l’adapter si besoin est.

4

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences auxquelles doit répondre le programme de gestion de la qualité.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 26Permis d’exécution1 S’agissant des structures et des éléments de l’installation que l’autorisation de construire déclare soumis à l’octroi d’un permis d’exécution, l’IFSN accorde des permis pour:

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

a.

l’édification des éléments de construction, y compris des fixations noyées dans le béton, l’armature ou le montage d’éléments de la charpente métallique ainsi que la méthode d’intervention dans le gros œuvre et de fixation ultérieure;

b.

la fabrication des principaux composants mécaniques;

c.

le montage des systèmes mécaniques et électriques, y compris leur contrôle- commande, ainsi que les équipements de sûreté.

2

Pour obtenir le permis d’exécution, le requérant doit fournir les documents nécessaires à l’évaluation de la demande conformément à l’annexe 4.

3

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, le contenu, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 27Dossier de construction1

Le détenteur de l’autorisation doit consigner au fur et à mesure tous les actes relatifs à la construction des bâtiments ainsi qu’à fabrication et au montage des équipements techniques, de même que les contrôles et examens accomplis, de manière à garantir la traçabilité.

2

Il doit conserver le dossier en lieu sûr jusqu’à l’issue de la désaffectation, respectivement jusqu’à la fermeture ou jusqu’au terme du délai de surveillance.

3

Les modifications apportées à l’installation, y compris la désaffectation et la fermeture, doivent être consignées dans le dossier.

4

Le détenteur de l’autorisation doit remettre le dossier respectivement à l’IFSN, à l’issue de la désaffectation et au département après la fermeture ou au terme du délai de surveillance.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

5

L’IFSN est chargée de régler dans des directives les exigences auxquelles doivent satisfaire le dossier de la construction et sa conservation.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Section 3Autorisation d’exploiter

Art. 28Demande d’autorisation d’exploiter1 Quiconque requiert une autorisation d’exploiter doit fournir les pièces suivantes:
a.

les documents techniques et organisationnels correspondants, conformément à l’annexe 3;

b.

les documents exigés pour l’autorisation d’exploiter, conformément à l’annexe 4;

c.

le justificatif de la couverture d’assurance;

d.

le rapport établissant la conformité de l’installation avec l’autorisation générale et avec l’autorisation de construire.

2

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, le contenu, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 29Permis d’exécution1 L’autorisation d’exploiter doit demander un permis d’exécution en particulier pour les étapes suivantes de la mise en service:
a.

le premier emmagasinage de combustible nucléaire;

b.

le premier chargement de combustible dans le réacteur;

c.

la première criticité;

d.

les autres étapes du programme de mise en service;

e.

le fonctionnement continu lors du premier cycle d’exploitation;

f.

le premier emmagasinage de colis de déchets d’un type donné;

g.

l’emmagasinage de conteneurs d’éléments combustibles usés ou de déchets hautement radioactifs.

2

Pour obtenir le permis d’exécution, le requérant doit fournir les pièces nécessaires à l’évaluation de la demande conformément à l’annexe 4.

3

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, le contenu, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 30Exigences concernant l’organisation1 L’organisation de l’exploitation de l’installation nucléaire doit être conçue pour assumer elle-même au moins la responsabilité des activités et secteurs suivants:
a.

l’exploitation de l’installation dans tous les états opérationnels;

b.

la maintenance, la technique des matériaux et de vérification, l’appui technique;

c.

le dimensionnement et la surveillance du cœur du réacteur;

d.

la radioprotection et les déchets radioactifs;

e.

la chimie des eaux et l’utilisation des adjuvants chimiques;

f.

la préparation des plans d’urgence et de leur mise en œuvre;

g.

la surveillance et l’évaluation de la sécurité nucléaire;

h.

la sûreté;

i.

l’assurance de la qualité des prestations fournies par des mandataires;

j.

la formation et le perfectionnement du personnel;

k.

le renforcement d’une attitude propice à la sécurité.

2

Le détenteur de l’autorisation doit répartir le personnel entre un nombre d’unités organisationnelles qui ne sera pas trop élevé, conduites chacune par un chef. Tout cadre devra avoir un remplaçant désigné.

3

Il doit mettre en place un organe qui analysera les événements et les constats ayant pour origine des facteurs humains, proposera des mesures et en surveillera la mise en œuvre.

4

Il doit désigner, pour assurer l’exploitation technique de l’installation nucléaire, un poste qu’il dotera des compétences et des moyens nécessaires et qu’il chargera d’assumer la responsabilité des décisions prises pour assurer la sécurité et la sûreté.

5

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences auxquelles doit satisfaire l’organisation.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 31Système de gestion de la qualité de l’exploitationLe système de gestion de la qualité de l’exploitation doit satisfaire en particulier aux exigences suivantes:
a.

les responsabilités et les compétences relatives aux processus de l’organisation doivent être définies de manière claire et concise;

b.

les tâches qui comptent pour la sécurité et pour la sûreté doivent faire l’objet d’un cycle de gestion; on devra systématiquement les planifier, les accomplir, les contrôler, les consigner, les faire vérifier périodiquement par des services internes et externes et les adapter;

c.

le système doit correspondre à l’état de la technique de la sécurité nucléaire et de la sûreté.

Section 4Exploitation

Art. 32Maintenance1 Le détenteur de l’autorisation doit élaborer des programmes systématiques de maintenance des équipements qui comptent pour la sécurité et pour la sûreté, et exécuter les mesures prévues, notamment:
a.

l’entretien;

b.

les examens non destructifs récurrents;

c.

les essais de fonctionnement récurrents.

2

En cas d’écart par rapport à l’état prévu, il doit accomplir les travaux de remise en état.

3

La maintenance doit être effectuée par du personnel qualifié, qui utilisera les procédés agrées et le matériel approprié.

4

Le détenteur de l’autorisation doit consigner les résultats de la maintenance et les évaluer régulièrement. Au besoin, il doit compléter les programmes.

Art. 32a

Anciennement art.33a. Introduit par l’annexe 8 ch. II 7 de l’O du 8 nov. 2023 sur les contrôles de sécurité relatifs aux personnes, en vigueur depuis le 1er janv. 2024 (RO 2023 736).

Contrôles de fiabilité1

Les contrôles de fiabilité périodiques des personnes exerçant des fonctions essentielles pour la sécurité nucléaire et pour la sûreté de l’installation nucléaire sont régis par l’ordonnance du 8 novembre 2023 sur les contrôles de sécurité relatifs aux personnes (OCSP)

RS 128.31

.

2

Les coûts du contrôle sont à la charge du service qui demande le contrôle visé à l’art. 15, al. 4, let. a, OCSP.

Art. 33Appréciations systématiques de la sécurité et de la sûreté1 Le détenteur de l’autorisation doit établir des appréciations systématiques:
a.

des conséquences sur la sécurité de l’installation et en particulier sur le risque encouru, de toute modification de l’installation, de tout événement survenu ou de tout constat opéré; l’appréciation du risque prendra notamment appui sur une analyse probabiliste de la sécurité (APS) qui sera récente et spécifique à la centrale;

b.

des retours d’expérience, concernant les équipements électriques et mécaniques, les éléments combustibles, les constructions qui comptent pour la sécurité, et la chimie des eaux;

c.

de la radioprotection et des déchets radioactifs;

d.

de l’organisation et du personnel;

e.

de la planification d’urgence;

f.

des critères visés à l’art. 44, al. 1.

2 Il doit établir des appréciations systématiques:
a.

du concept de sûreté;

b.

des mesures de sûreté.

3

L’IFSN est chargée de régler dans des directives les exigences auxquelles doivent répondre les appréciations systématiques de la sécurité et de la sûreté.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 33a

Introduit par le ch. I de l’O du 21 mai 2025, en vigueur depuis le 1er juil. 2025 (RO 2025 384).

Appréciations systématiques et approfondies de la sécurité pour les installations nucléaires autres que des centrales nucléaires1

Le détenteur d’une autorisation d’exploiter pour une installation nucléaire autre qu’une centrale nucléaire doit par ailleurs établir une appréciation systématique et approfondie de la sécurité tous les 10 ans en plus des appréciations systématiques de la sécurité visées à l’art. 33, al. 1.

2

L’IFSN est chargée de régler dans des directives les exigences auxquelles doivent répondre les appréciations systématiques et approfondies de la sécurité.

Art. 34

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017 (RO 2017 2829).

Réexamen approfondi de la sécurité des centrales nucléaires1

Le détenteur d’une autorisation d’exploiter une centrale nucléaire doit effectuer tous les dix ans un réexamen approfondi de la sécurité (réexamen périodique de la sécurité, RPS).

2 À cet effet, il doit:
a.

exposer et évaluer le plan de sécurité, la conduite de l’exploitation et le comportement de l’installation;

b.

effectuer une analyse déterministe de la sécurité et une APS;

c.

exposer et évaluer globalement le niveau de la sécurité;

d.

exposer et évaluer si l’organisation et le personnel satisfont aux exigences en matière de sécurité.

3

Les documents relatifs au RPS doivent être présentés à l’IFSN au plus tard deux ans avant la fin d’une décennie d’exploitation.

4

À partir de la quatrième décennie d’exploitation, le RPS comprend de plus un justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme, défini à l’art. 34a, qui doit également être présenté.

5

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences auxquelles doit répondre le RPS. Pour la période qui suit la mise hors service définitive, elle peut prévoir des allégements pour les centrales nucléaires ou dispenser celles-ci totalement de l’obligation de lui présenter les documents relatifs au RPS.

Art. 34a

Introduit par le ch. I de l’O du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017 (RO 2017 2829).

Justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme1 Le justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme comprend notamment les indications suivantes:
a.

la durée d’exploitation sur laquelle il se base;

b.

la démonstration que les limites de dimensionnement des parties de l’installation importantes pour la sécurité technique ne sont pas atteintes pendant la durée d’exploitation planifiée;

c.

les mesures de rééquipement et d’amélioration techniques et organisationnelles prévues pour la décennie d’exploitation suivante;

d.

les mesures prévues pour la durée d’exploitation planifiée en vue d’assurer que l’on dispose du personnel et des connaissances techniques nécessaires.

2

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences concernant le justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme.

Art. 35Surveillance du vieillissement1

Le détenteur de l’autorisation doit assurer au moyen du programme approprié, la surveillance systématique du vieillissement de tous les équipements et de toutes les constructions dont la fonction et l’intégrité comptent pour la sécurité et la sûreté.

2

Il doit analyser les résultats obtenus, en déduire les mesures à prendre et les prendre.

3

Il doit, toujours à l’aide du programme approprié, consigner les résultats de la surveillance du vieillissement de l’installation et mettre périodiquement à jour ce programme, selon l’état de l’installation.

4

L’IFSN est chargée de régler dans des directives les méthodes de la surveillance du vieillissement et jusqu’où cette surveillance doit aller.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 36État de la science et de la technique et retour d’expérience d’installations comparables1

Le détenteur de l’autorisation doit suivre l’évolution de la science dans son domaine, notamment les résultats de la recherche, et examiner dans quelle mesure il peut en tirer des enseignements pour la sécurité de l’installation.

2 Il doit suivre le développement de la technique, y compris ce qui concerne l’organisation et le personnel, et chercher les enseignements à en tirer pour la sécurité et la sûreté de l’installation. Seront déterminants, en particulier:
a.

les normes techniques reconnues en Suisse et à l’étranger;

b.

les systèmes normatifs de l’énergie nucléaire adoptés par le pays fournisseur de l’installation nucléaire et par d’autres pays;

c.

les recommandations émanant d’organisations internationales;

d.

l’état de la technique dans des installations nucléaires comparables et dans d’autres installations techniques significatives.

3

Il doit suivre les retours d’expérience d’installations comparables et en évaluer les conséquences pour l’installation.

Art. 37Rapports périodiques1

Le détenteur de l’autorisation doit remettre à l’IFSN des rapports évaluant l’état et de l’exploitation de l’installation, conformément à l’annexe 5.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

2

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, la teneur, la présentation et le nombre des rapports à remettre.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 38

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Devoir de notification dans le domaine de la sécurité1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit notifier à l’IFSN, avant de les exécuter, en particulier les activités suivantes:
a.

l’arrêt programmé du réacteur;

b.

le redémarrage du réacteur après un arrêt pour cause de défaillance;

c.

les travaux impliquant une dose collective probable supérieure à 50 mSv;

d.

les rejets radioactifs dans l’environnement programmés mais inhabituels;

e.

le renouvellement du charbon actif dans les filtres d’urgence de l’aération;

f.

la planification et l’exécution des exercices d’urgence;

g.

les essais effectués sur des systèmes ou des composants qui comptent pour la sécurité.

2 Il doit annoncer à l’IFSN les activités suivantes:
a.

toute modification de l’installation qui ne requiert ni autorisation ni permis d’exécution;

b.

toute modification de la teneur des dossiers visés aux art. 27 et 41.

3 Il doit annoncer à l’IFSN les événements et les constats suivants:
a.

les événements qui compromettent la sécurité ou qui peuvent la compromettre;

b.

les autres événements d’intérêt public;

c.

les constats susceptibles de compromettre la sécurité mais n’ayant pas provoqué d’événement.

4

Il doit communiquer à l’IFSN les rapports requis par l’annexe 6 sur tout événement ou constat.

5

L’IFSN est chargée de régler dans des directives la démarche à suivre par le détenteur pour procéder aux notifications visées aux al. 1 et 2, et pour classifier les événements et les constats visés à l’al. 3.

Art. 39

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Devoir de notification dans le domaine de la sûreté1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit notifier à l’IFSN avant de les exécuter en particulier les activités suivantes:
a.

Abrogée par le ch. I de l’O du 31 mai 2024, avec effet au 1er juil. 2024 (RO 2024 280).

…

b.

tout exercice impliquant des organes militaires, cantonaux ou communaux;

c.

toute activité extraordinaire concernant la sûreté.

2 Il doit annoncer sans délai à l’IFSN les événements et les constats suivants:
a.

les actes de violence à l’encontre du personnel;

b.

les actes de sabotage et les tentatives de sabotage;

c.

les menaces d’attentat à la bombe;

d.

les menaces de chantage et les prises d’otage;

e.

les défaillances du fonctionnement, les dommages et les pannes des équipements et des systèmes de sûreté qui se prolongent au delà d’une durée de 24 heures;

f.

les autres événements survenus dans l’installation nucléaire ou aux alentours et qui sont imputables à des actes illicites ou qui en sont l’indice;

g.

les autres événements et constats portant atteinte à la sûreté ou pouvant y porter atteinte.

3

Il doit fournir un rapport à l’IFSN dans les 30 jours sur tout événement ou constat. Ce rapport doit être classifié.

Art. 40Modifications nécessitant un permis d’exécution1 Sont généralement considérées comme des modifications ne s’écartant pas de manière significative d’une autorisation mais nécessitant un permis d’exécution au sens de l’art. 65, al. 3, LENu, en particulier:
a.

les modifications apportées aux bâtiments classés importants pour la sécurité ou pour la sûreté, aux éléments de l’installation nucléaire, aux systèmes et aux équipements qui le sont aussi, de même que les modifications apportées aux installations qui comptent pour la sécurité ou pour la sûreté, si le projet maintient ou améliore leurs fonctions actuelles de sécurité ou de sûreté;

b. les modifications suivantes, apportées au cœur du réacteur:
1.

la modification du chargement du cœur avec des éléments combustibles dans le cadre du renouvellement de ces éléments,

2.

la modification et les travaux de remise en état des éléments combustibles et des barres de commande,

3.

l’accroissement du taux de combustion admissible,

4.

la modification des méthodes de justification,

5.

la modification de certains critères de sécurité,

6.

l’accroissement de la proportion d’éléments combustibles à l’oxyde mixte uranium-plutonium dans le cœur du réacteur jusqu’à une proportion maximale de 50 %;

c. la modification de la teneur des documents suivants:
1.

le règlement de la centrale resp. règlement d’exploitation,

2.

le règlement pour les cas d’urgence,

3.

le règlement sur la radioprotection,

4

la spécification technique,

5.

les prescriptions et les directives dans le domaine de la sûreté.

2

Pour obtenir un permis d’exécution des modifications visées à l’al. 1, let. a et b, le requérant doit présenter les pièces nécessaires à l’évaluation de la requête, conformément à l’annexe 4.

3

Pour obtenir un permis d’exécution des modifications visées l’al. 1, let. c, le requérant doit présenter les pièces nécessaires à l’évaluation de la requête et justifier la modification demandée.

4

S’il demande une modification des spécifications techniques, le requérant doit en outre exposer la méthode et les critères techniques auxquels il s’est référé pour évaluer les effets que cette modification aura sur la sécurité de l’installation.

5

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, la teneur, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 41Documents 1

Le détenteur de l’autorisation doit tenir à jour, pendant toute la durée de l’exploitation de l’installation nucléaire et jusqu’à l’issue de la désaffectation ou jusqu’à la fermeture, les documents techniques et organisationnels correspondants, conformément à l’annexe 3, et il doit les adapter continuellement à l’état de l’installation.

2

Il doit assurer la traçabilité de l’exploitation au moyen des relevés d’exploitation visés à l’annexe 3 et des justificatifs des tests de fonctionnement et des travaux de maintenance.

3

Il doit conserver les documents en lieu sûr jusqu’à l’issue de la désaffectation, jusqu’à la fermeture ou jusqu’au terme de la période de surveillance.

4

Une fois la désaffectation achevée, il doit remettre les documents à l’IFSN; après la fermeture ou au terme de la période de surveillance, il doit les remettre au département.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

5

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences concernant les documents et leur conservation.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 42Mise à jour du plan de désaffectation ou du projet de fermeture1

Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit vérifier et mettre à jour tous les dix ans le plan de désaffectation de l’installation nucléaire ou, pour un dépôt en couches géologiques profondes, le projet de la phase d’observation et le plan de fermeture.

2 Une mise à jour est en outre nécessaire:
a.

si des modifications importantes ont été apportées à l’installation;

b.

si des modifications importantes ont été apportées aux exigences concernant la désaffectation ou la phase d’observation et la fermeture;

c.

si une évolution importante de la technique l’exige.

Art. 43Arrêt d’une centrale nucléaire1

Le détenteur d’une autorisation d’exploiter une centrale nucléaire doit arrêter l’installation lorsque l’un des critères d’arrêt fixés dans la spécification technique ou dans le règlement de la centrale est rempli.

2

Il n’est autorisé à la faire remarcher à une puissance du réacteur supérieure à 5 % qu’après avoir pris les mesures nécessaires.

Art. 44

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

Critères de la mise hors service provisoire et du rééquipement d’une centrale nucléaire1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit immédiatement mettre la centrale nucléaire provisoirement hors service et procéder à son rééquipement lorsqu’un ou plusieurs des critères suivants sont remplis:
a.

il ressort des analyses des défaillances que le refroidissement du cœur du réacteur après une défaillance visée à l’art. 8, al. 2 et 3, n’est plus assuré et que, par conséquent, la dose émise est supérieure à 100 mSv;

b.

l’intégrité du circuit primaire n’est plus assurée;

c.

l’intégrité de l’enceinte de confinement n’est plus assurée.

2

Pour l’analyse visée à l’al. 1, let. a, on retiendra des défaillances qui ne sont pas dues à des événements naturels et dont la fréquence est supérieure à 10-6 par année et des événements naturels dont la fréquence est de 10-4 par année.

3

Le département fixe dans une ordonnance la méthode et les standards de vérification de ces critères.

Section 5Désaffectation

Art. 45Dossier du projetQuiconque est chargé de désaffecter une installation nucléaire doit fournir les documents ci-après concernant le projet de désaffectation:
a.

la présentation comparée des variantes possibles, avec les phases et le calendrier des travaux de désaffectation et de l’état final prévisible, indiquant les raisons de la solution choisie;

b.

la présentation des étapes successives des travaux et des moyens nécessaires à cet effet, notamment la saisie de l’état radiologique de l’installation, le démontage, le découpage et la décontamination des équipements, la décontamination et la démolition des bâtiments;

c.

le procédé pour séparer les déchets radioactifs de ceux qui ne le sont pas et l’évacuation des premiers;

d.

les mesures destinées à assurer la radioprotection du personnel et à éviter le rejet de substances radioactives dans l’environnement;

e.

les mesures de sûreté;

f.

des considérations sur les défaillances, notamment la détermination des défaillances possibles au cours de la désaffectation, l’évaluation de la fréquence et des conséquences radiologiques de ces défaillances ainsi que les contre-mesures et les éventuelles mesures de protection d’urgence qu’il faudra prendre;

g.

le justificatif de l’engagement de personnel en nombre suffisant et disposant des qualifications professionnelles requises pour accomplir et surveiller les travaux de désaffectation, ainsi que le justificatif de l’organisation idoine, avec une claire attribution des compétences;

h.

le programme de gestion de la qualité;

i.

le rapport de l’impact sur l’environnement;

j.

la liste complète des coûts imputables à la désaffectation, y compris ceux de l’évacuation des déchets radioactifs et non-radioactifs, ainsi que le justificatif de l’existence des moyens financiers.

Art. 46Décision La décision fixe en particulier:
a.

l’ampleur des travaux de désaffectation;

b.

chacune des phases de l’opération, notamment la durée d’un éventuel confinement de sécurité de l’installation nucléaire;

c.

les limites du rejet de substances radioactives dans l’environnement;

d.

la surveillance des immissions de substances radioactives et du rayonnement direct;

e.

l’organisation de la désaffectation.

Art. 47Permis d’exécutionLa décision de désaffectation règle l’obligation d’obtenir un permis d’exécution notamment pour chacune des activités suivantes:

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

a.

le procédé utilisé pour le mesurage de libération des matières;

b.

le conditionnement des déchets radioactifs;

c.

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

la démolition des bâtiments après leur décontamination et le mesurage de libération des matières;

d.

la réutilisation non-nucléaire de certaines parties de l’installation avant la fin de la désaffectation;

e.

la levée des mesures de sûreté;

f.

de plus, lors de la désaffectation d’une centrale nucléaire, le démontage de la cuve de pression du réacteur et des parties du bâtiment qui l’entourent.

Art. 48

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Rapports sur la désaffectation

Quiconque est chargé de désaffecter une installation nucléaire doit présenter à l’IFSN un rapport annuel sur l’état d’avancement des travaux et un rapport final.

Art. 49Devoir de notification

Les art. 38 et 39 sont applicables par analogie à la notification en cas de désaffectation.

Chapitre 5Déchets radioactifs

Section 1Généralités

Art. 50Minimisation des quantités de déchets radioactifsUne installation nucléaire doit être conçue, construite et exploitée de manière que son exploitation et sa désaffectation produisent le moins possible de déchets radioactifs, en termes de volume et de radioactivité. À cet effet, on devra en particulier:
a.

choisir pour la construction des matériaux pour lesquels la formation de produits d’activation est faible;

b.

limiter autant que possible, lors de l’exploitation de l’installation, les biens utilisés dans la zone contrôlée;

c.

décontaminer dans la mesure du possible, lorsque c’est indiqué, les matériels et les biens contaminés par des substances radioactives.

Art. 51Catégories de déchets radioactifsEn vue de leur évacuation, les déchets radioactifs doivent être classés dans les catégories suivantes:
a. Déchets de haute activité:
1.

éléments combustibles usés qui ne sont pas réutilisés,

2.

solutions vitrifiées de produits de fission, issues du retraitement d’éléments combustibles usés;

b.

déchets alphatoxiques: déchets dont la teneur en émetteurs alpha dépasse la valeur de 20 000 becquerel/g de déchet conditionné;

c.

déchets de faible ou de moyenne activité: tous les autres déchets radioactifs.

Art. 51a

Introduit par le ch. I de l’O du 31 mai 2024, en vigueur depuis le 1er juil. 2024 (RO 2024 280).

Composition chimique des déchets radioactifs

Les déchets radioactifs peuvent contenir des substances chimiques toxiques ou chimiques réactives dans la mesure où cela est compatible avec la sécurité de l’évacuation.

Art. 51abis

Anciennement art. 51a. Introduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

Exception à l’obligation d’évacuationL’obligation d’évacuation prévue à l’art. 31 LENu ne s’applique pas:
a.

aux déchets radioactifs de faible activité qui sont rejetés dans l’environnement conformément aux art. 111 à 116 ORaP

RS 814.501

;

b.

aux déchets radioactifs destinés au stockage pour décroissance conformément à l’art. 117 ORaP.

Art. 52Programme de gestion des déchets1 Les responsables de l’évacuation des déchets doivent fournir dans leur programme de gestion des indications sur:
a.

la provenance, le genre et la quantité des déchets radioactifs;

b.

les dépôts en couches géologiques profondes nécessaires et comment ils sont conçus;

c.

l’attribution des déchets à ces dépôts;

d.

le plan de réalisation de ces dépôts;

e.

la durée de l’entreposage en entrepôts centralisés ou décentralisés et la capacité que ces entrepôts doivent avoir;

f. le plan financier des travaux d’évacuation des déchets jusqu’à la mise hors service des installations nucléaires, en précisant:
1.

les travaux à accomplir,

2.

le montant des coûts,

3.

le mode de financement;

g.

le concept d’information.

2

Les responsables de l’évacuation des déchets doivent adapter leur programme de gestion des déchets tous les cinq ans.

3

L’IFSN et l’office sont compétents pour vérifier le programme de gestion des déchets et surveiller son application.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Section 2Libération et conditionnement

Art. 53Libération de matières1

Quiconque entend retirer des matières de la zone contrôlée d’une installation nucléaire doit effectuer un mesurage de leur libération par une méthode de qualité certifiée et consigner l’opération.

Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

2

Si la libération concerne des matières d’un poids supérieur à 1000 kg ou d’un volume supérieur à 1 m3, l’IFSN doit en être informée au moins dix jours avant le transport de ces matières hors de l’installation nucléaire; les documents appropriés devront lui être remis en même temps.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

3

L’IFSN est chargée de régler dans des directives les exigences détaillées auxquelles doivent répondre le mesurage de libération des matières et la manière dont elle doit être informée.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 54Conditionnement1

Les déchets radioactifs doivent être conditionnés le plus rapidement possible. La collecte de déchets non conditionnés en prévision de campagnes périodiques de conditionnement est autorisée.

2

Les colis de déchets conditionnés doivent se prêter au transport, à l’entreposage et au stockage final.

3

Chaque colis de déchets doit être marqué et assorti d’une documentation qui en décrit la fabrication, la composition et les propriétés. La documentation doit être conservée et transmise à l’entreprise qui accomplira les phases ultérieures de l’évacuation.

4

Une demande d’approbation d’un colis ou d’un type de colis doit être soumise à l’IFSN avant toute fabrication d’un colis de déchets conditionnés.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

5 À la demande seront joints tous les documents qui sont requis pour l’appréciation et, qui fourniront notamment des indications sur:
a.

le procédé de conditionnement;

b.

le colis de déchets et ses composants;

c.

l’assurance de la qualité;

d.

le dossier établi.

6

L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences relatives au conditionnement et aux dossiers de demande.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Section 3Manipulation des déchets radioactifs

Art. 55Compétence1 L’office est compétent pour octroyer:
a.

les autorisations d’opérer la manutention des déchets radioactifs;

b.

l’approbation de la convention réglant la reprise de déchets radioactifs, visée à l’art. 34, al. 3, let. d et al. 4, LENu.

2

La compétence particulière visée à l’art. 11, al. 2, let. f, ORaP

RS 814.501

est réservée.

Introduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).

3

Le département est compétent pour conclure la convention internationale visée à l’art. 34, al. 3, let. a, LENu en vue de l’exportation de déchets de faible ou de moyenne activité à des fins de conditionnement.

Introduit par le ch. I de l’O du 29 nov. 2023, en vigueur depuis le 1er janv. 2024 (RO 2023 765).

Art. 56Demande d’autorisation; pièces à joindre1

La demande d’autorisation de transporter, d’importer, d’exporter ou de faire transiter de déchets radioactifs doit être faite conjointement par l’expéditeur, par le destinataire, par le transporteur et par l’organisateur du transport.

2 Les pièces à joindre doivent fournir toutes les indications nécessaires à l’appréciation de la demande, notamment:
a.

la composition et les propriétés des déchets radioactifs;

b.

les noms du responsable de l’évacuation, de l’expéditeur et du destinataire;

c.

la provenance et la destination des déchets;

d.

le transport, avec notamment le justificatif du respect des exigences concernant le transport de marchandises dangereuses.

Art. 57Enquête préalable, durée de la validité de l’autorisation, conservation des pièces et notification obligatoire

Les art. 16, 18, 20 et 21 sont applicables par analogie à la manipulation des déchets radioactifs.

Section 4Études géologiques

Art. 58DemandeQuiconque requiert l’autorisation de procéder à des investigations géologiques doit fournir les documents suivants:
a.

le programme des investigations;

b.

un rapport géologique;

c.

un rapport sur les conséquences possibles des investigations sur la géologie et sur l’environnement;

d.

des cartes et des plans d’ensemble;

e.

l’indication de la durée souhaitée de l’autorisation.

Art. 59Programme des investigationsLe programme des investigations doit fournir des indications sur:
a.

les objectifs des investigations;

b.

l’ampleur prévue des investigations;

c.

la date du début des investigations et leur durée probable.

Art. 60Rapport géologiqueLe rapport géologique doit fournir en particulier les indications suivantes:
a.

une description géologique de la région concernée;

b.

une vue d’ensemble des études géologiques déjà entreprises dans la région auxquelles le requérant a accès et un résumé des résultats obtenus;

c.

une description des facteurs géologiques et hydrogéologiques déterminant le choix de la région concernée.

Art. 61Exceptions1 Une autorisation n’est pas nécessaire pour les investigations géologiques suivantes:
a.

les levés sismiques et autres levés géophysiques tels que les mesures gravimétriques, géoélectriques et électromagnétiques;

b.

les levés géologiques en surface et dans des structures souterraines existantes, y compris le prélèvement d’échantillons de roche;

c.

le prélèvement d’échantillons d’eaux souterraines et d’eau de source, le mesurage de sources, les levés piézométriques peu profonds et les essais de marquage;

d.

le mesurage des gaz naturels.

2

Les autorisations requises éventuellement par le droit cantonal ou par le droit fédéral pour effectuer ces activités sont réservées.

Section 5Dispositions spéciales concernant le stockage en couches géologiques profondes

Art. 62Demande d’autorisation généraleQuiconque requiert une autorisation générale pour un dépôt en couches géologiques profondes doit présenter, en plus des documents mentionnés à l’art. 23, un rapport contenant les indications suivantes:
a.

une comparaison des solutions envisageables du point de vue de la sécurité du dépôt;

b.

une évaluation des caractéristiques déterminantes pour le choix du site;

c.

le montant des coûts.

Art. 63Critères d’aptitudeLes critères visés à l’art. 14, al. 1, let. f, ch. 1, LENu et qui doivent figurer dans l’autorisation générale portent sur:
a.

l’étendue des zones de roche d’accueil appropriées;

b.

les conditions hydrogéologiques du site;

c.

la durée de stagnation des eaux souterraines.

Art. 64Éléments d’un dépôt en couches géologiques profondes

Un dépôt en couches géologiques profondes se compose du dépôt principal où seront stockés les déchets radioactifs, d’un dépôt pilote et de zones expérimentales.

Art. 65Zones expérimentales1

Les caractéristiques de la roche d’accueil qui comptent pour la sécurité doivent être étudiées plus à fond, à même le site, dans les zones expérimentales, pour confirmer le justificatif de sécurité.

2 Les techniques qui comptent pour la sécurité et leur fiabilité doivent être testées avant la mise en service du dépôt en couches géologiques profondes. Cela concerne en particulier:
a.

l’introduction du matériau de comblement;

b.

l’extraction de ce matériau pour une éventuelle récupération des colis de déchets;

c.

la technique de récupération des colis de déchets.

3

Le scellement des cavernes et des galeries doit être testé et sa fiabilité démontrée pendant la période d’exploitation du dépôt en couches géologiques profondes.

Art. 66Dépôt pilote1

Le dépôt pilote sert à surveiller le comportement des déchets, du matériau de comblement et de la roche d’accueil jusqu’à la fin de la phase d’observation. La surveillance qui y est exercée doit livrer des données de nature à confirmer le justificatif de sécurité en vue de la fermeture.

2

Les résultats de la surveillance doivent être applicables à ce qui se passe dans le dépôt principal. Ils servent à prendre la décision de fermer le dépôt.

3 Lors de la phase de conception du dépôt pilote, doivent être respectés les principes suivants:
a.

les conditions géologiques et hydrogéologiques doivent être comparables avec celles qui règnent dans le dépôt principal;

b.

le dépôt pilote doit être séparé du dépôt principal dans l’espace et au plan hydraulique;

c.

le mode de construction du dépôt pilote, l’emmagasinage des déchets et le comblement doivent être les mêmes que ceux du dépôt principal;

d.

le dépôt pilote doit contenir une quantité réduite mais représentative de déchets.

Art. 67Comblement1

Le propriétaire d’un dépôt en couches géologiques profondes doit combler les cavernes et les galeries du dépôt après y avoir emmagasiné les colis de déchets.

2

Il doit les combler de sorte à assurer la sécurité à long terme et à permettre de récupérer les déchets sans grands efforts.

Art. 68Phase d’observation1

Le propriétaire d’un dépôt en couches géologiques profondes doit décrire, dans le projet mis à jour pour la phase d’observation, les mesures prévues pour surveiller le dépôt après la fin de l’emmagasinage de déchets. Ce faisant, il doit proposer la durée de la phase d’observation.

2

Le département ordonne la surveillance et en fixe la durée. Il peut la prolonger au besoin.

Art. 69Fermeture1

Lors de la fermeture, le propriétaire d’un dépôt en couches géologiques profondes doit combler toutes les parties encore ouvertes du dépôt et en sceller les éléments qui comptent pour la sécurité à long terme et pour la sûreté.

2 Dans le projet de fermeture, il doit décrire en particulier:
a.

le comblement et le scellement des accès aux locaux de stockage;

b.

les travaux à accomplir pour amener le dépôt pilote à un état sûr à long terme;

c.

le comblement et le scellement des accès au dépôt en profondeur;

d.

la garantie de la sécurité à long terme.

3 En fermant le dépôt, il doit s’assurer en particulier:
a.

qu’aucune fuite inadmissible de radionucléides ne se produira par les accès au dépôt;

b.

que la séparation des couches aquifères retrouvera à long terme la configuration qui était la sienne avant la construction du dépôt;

c.

que le dépôt en couches géologiques profondes est signalé par un marquage durable.

Art. 70Zone de protection1 La zone de protection d’un dépôt en couches géologiques profondes doit être fixée sur la base du rapport qui présente la sécurité à long terme et qui a été remis avec la demande d’autorisation générale du projet. Elle doit comprendre:
a.

tous les éléments du dépôt en profondeur, y compris les accès;

b.

les masses rocheuses assurant le confinement hydraulique du dépôt;

c.

les masses rocheuses contribuant notablement à retenir les radionucléides qui pourraient être libérés par le dépôt au cours du temps;

2

Après l’octroi de l’autorisation générale par le Conseil fédéral, l’office invite l’office du registre foncier à apposer sur les parcelles concernées la mention «zone de protection provisoire, dépôt en couches géologiques profondes». Une fois l’autorisation d’exploiter délivrée, il fera apposer la mention «zone de protection définitive, dépôt en couches géologiques profondes» sur les parcelles concernées.

3

Le département décide de la levée, de la zone de protection provisoire ou définitive. L’office invite alors l’office du registre foncier à radier la mention.

4

Le département accorde l’autorisation de réaliser des projets touchant la zone de protection. La condition préalable est que la sécurité à long terme du dépôt ne soit pas compromise.

Art. 71Dossier1

Le propriétaire d’un dépôt en couches géologiques profondes doit établir un dossier où seront consignées les informations sur le dépôt de manière durable.

2 Le dossier doit faire apparaître:
a.

la situation et l’étendue des constructions souterraines;

b.

l’inventaire des déchets radioactifs stockés, répartis par genre et par quantité dans chaque local de stockage;

c.

la conception des barrières techniques de sécurité, y compris le scellement des accès;

d.

les éléments primordiaux de l’analyse définitive de la sécurité à long terme et ses résultats.

3

Après la fermeture du dépôt ou au terme de la période de surveillance, le propriétaire du dépôt doit transmettre le dossier au département.

Art. 72Utilisation des données géologiques1

Les données géologiques recueillies pendant les investigations ou lors de la construction d’un dépôt en couches géologiques profondes doivent être transmises au service d’information géologique de la Confédération.

2

Le service d’information géologique de la Confédération et celui qui est tenu, en vertu de l’al. 1, de lui remettre les données géologiques s’entendent par contrat sur l’accès à ces données et sur leur utilisation.

Chapitre 6Procédure, information et encouragement

Art. 73

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Préavis de l’IFSN

L’IFSN se prononce sur les demandes d’autorisation et d’approbation d’un projet qui sont visées aux art. 49 à 63 LENu.

Art. 74Délais de traitementSont généralement applicables au traitement des demandes d’autorisation ou d’approbation d’un projet qui sont visées aux art. 49 à 63, LENu les délais suivants:
a.

un mois, de la réception de la demande complète à sa transmission aux cantons et aux services fédéraux concernés ou à la publication et à la mise à l’enquête publique;

b.

six mois, de la fin de la procédure d’instruction à la date de la prise de la décision.

Art. 75Procédure d’octroi des permis d’exécution et des approbations de types ou individuelles1 Ne sont ni publiées ni mises à l’enquête publique:
a.

les demandes de permis d’exécution visées aux art. 26, 29, 40 et 47 de la présente ordonnance et à l’art. 36, al. 1, let. b, LENu;

b.

la demande d’une approbation de type ou individuelle au sens de l’art. 54, al. 4.

2

S’il y a lieu, l’IFSN devra soumettre la demande pour préavis aux services spécialisés de la Confédération. Elle leur fixera un délai approprié pour répondre.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

3

Un permis d’exécution est délivré lorsque les conditions qui avaient été remplies pour obtenir l’autorisation ou la décision officielle préalable continuent de l’être et que les obligations liées à l’autorisation ou à la décision officielle sont assumées.

4

…

Abrogé par l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, avec effet au 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Art. 76

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Devoir d’information sur les événements et les constats particuliers concernant la sécurité nucléaire1 L’IFSN informe le public sans délai sur les événements survenus et les constats particuliers opérés dans les installations nucléaires si ceux-ci:
a.

représentent un danger pour l’installation ou le personnel ou s’ils ont des conséquences radiologiques d’une certaine importance aux alentours de l’installation (événements et constats d’échelon 3 ou plus de l’échelle INES au sens de l’annexe 6);

b.

comptent pour la sécurité mais ont des conséquences radiologiques faibles voire nulles aux alentours (événements et constats d’échelon 2 de l’échelle INES au sens de l’annexe 6);

2

En cas d’événement ou de constat particulier d’intérêt public mais ne tombant pas sous le coup de l’al. 1, l’IFSN fait en sorte que le public soit informé.

Art. 77Encouragement de la recherche, de l’enseignement et de la formation1

Les autorités de surveillance soutiennent dans les limites des crédits accordés, les projets de recherche appliquée, d’enseignement et de formation spécialisée dans les domaines de la sécurité et de la sûreté des installations nucléaires et de l’évacuation des déchets radioactifs.

2

Elles les soutiennent par des aides financières ou en leur assurant le concours des collaborateurs de l’office ou de L’IFSN.

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

Chapitre 7Dispositions pénales et dispositions finales

Art. 78Disposition pénale

En vertu de l’art. 93 LENu, sera puni celui qui, intentionnellement ou par négligence, contrevient à l’obligation de conserver des documents au sens des art. 20, 27, al. 2, et 41, al. 3.

Art. 79Modification des annexes2 et 6

Le département peut modifier les annexes 2 et 6 pour tenir compte des décisions des régimes de contrôle à l’exportation auxquels la Suisse participe et des recommandations de l’Agence internationale de l’énergie atomique.

Art. 80Abrogation du droit en vigueurSont abrogées:
1.

l’ordonnance du 11 juillet 1979 réglant la procédure s’appliquant à l’autorisation générale d’installations atomiques au bénéfice d’une autorisation de site

[RO 1979 972]

;

2.

l’ordonnance du 27 novembre 1989 sur les mesures préparatoires

[RO 1989 2476]

;

3.

l’ordonnance atomique du 18 janvier 1984

[RO 1984 209, 1987 546 1484, 1991 1450, 1993 901 annexe ch. 10, 1994 140, 1995 4959, 1996 2243 ch. I 65, 1997 2128, 2002 349 art. 29]

;

4.

l’ordonnance du 14 mars 1983 sur la surveillance des installations nucléaires

[RO 1983 283]

.

Art. 81Modification du droit en vigueur

La modification du droit en vigueur est réglée à l’annexe 7.

Art. 82Disposition transitoire

En fixant l’ampleur du rééquipement d’une centrale nucléaire mise en service avant l’entrée en vigueur de la LENu, on respectera les exigences et principes formulés aux art. 7 à 12 en se basant sur l’art. 22, al. 2, let. g LENu.

Art. 82a

Introduit par le ch. I de l’O du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017 (RO 2017 2829).

Disposition transitoire relative à la modification du 26 avril 2017

L’IFSN peut prolonger sur demande jusqu’à fin 2019 au maximum le délai de remise des documents relatifs au RPS et du justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme au sens de l’art. 34, al. 4, en relation avec l’art. 34, al. 3.

Art. 83Entrée en vigueur

La présente ordonnance entre en vigueur le 1er février 2005.

Annexe 1

Mise à jour par l’annexe 8 ch. 1 de l’O du 3 juin 2016 sur le contrôle des biens (RO 2016 2195) et l’annexe 11 ch. 4 de l’O du 26 avr. 2017 sur la radioprotection, en vigueur depuis le 1er janv. 2018 (RO 2017 4261).

(art. 4)

DéfinitionsDans la présente ordonnance, on entend par:
a.

Constat: la constatation d’un état, dans des éléments de l’installation, qui peut compromettre la sécurité, mais qui n’a pas entraîné d’événement;

b.

Événement: déroulement erroné, dans l’exploitation d’une installation ou lors d’un transport, pouvant compromettre la sécurité;

c.

Mesurage de libération: démonstration de la libération de du régime de l’autorisation et de la surveillance conformément à l’art. 106 ORaP

RS 814.501

;

d.

Maintenance: toutes les mesures prises pour conserver ou rétablir l’état souhaité ainsi que les mesures de saisie et d’appréciation de l’état actuel d’équipements et de systèmes;

e.

Refroidissement du cœur: évacuation de l’énergie calorifique du cœur du réacteur par les systèmes de refroidissement, afin que pour tous les composants du cœur, la température de conception ne soit pas dépassée;

f.

Fréquence des dommages au cœur: nombre annuel de dommages au cœur dus à une défaillance, déterminé par une analyse probabiliste de la sécurité (APS);

g.

Exploitation normale: état de l’installation respectant des limites d’exploitation spécifiées et conforme aux prescriptions en vigueur;

h.

Classification de sécurité: attribution des constructions, des systèmes et des équipements d’une installation nucléaire à des catégories de structures, de sécurité ou à des catégories sismiques, selon leur importance pour la sécurité nucléaire;

i.

Défaillance: tout état de l’installation s’écartant de l’exploitation normale et réclamant l’intervention d’un système de sécurité;

j.

Système: combinaison d’équipements mécaniques ou électriques nécessaire pour opérer une certaine fonction;

k.

Technologie: connaissances spécifiques, généralement non accessibles au public ou ne servant pas à la recherche scientifique fondamentale, sous la forme de données techniques ou d’une assistance technique, qui sont nécessaires au développement, à la production ou à l’utilisation;

l.

État partenaire: État qui participe à des mesures internationales de contrôle non obligatoires en droit international soutenues par la Suisse.

Annexe 2

Mise à jour par l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

(art. 9, al. 2)

Principes régissant la sûreté d’une installation nucléaire, des matières nucléaires et des déchets radioactifs1.Sûreté d’une installation nucléaire

Il convient d’aménager des zones et des aires de sûreté ainsi que des barrières de sûreté, échelonnées selon le schéma ci-dessous:

Les différentes barrières de sûreté ont les fonctions suivantes:
–

la protection véhicules protège des attaques qui seraient opérées au moyen de véhicules et empêche que les moyens d’attaque ne traversent l’aire de protection véhicules et ne parviennent jusqu’à la barrière périmétrique;

–

la barrière périmétrique entoure l’aire de sûreté. Elle sert à détecter les agresseurs, à situer le lieu de l’agression et à déclencher l’alarme;

–

les barrières de sûreté D, C, et B constituent une résistance qui va croissant plus on va de l’extérieur à l’intérieur. Elles entourent et protègent chacune des zones dotées de systèmes et d’équipements de sûreté spécifiques.

Dans le cas d’un entrepôt ou d’un dépôt en couches géologiques profondes, l’IFSN décide s’il est possible de renoncer à certaines barrières de sûreté.

Tout système de sûreté (centrale de sûreté, loge de portier, etc.) contrôlant l’accès à une zone de sûreté doit être protégé par une barrière offrant la même résistance que la protection de la zone en question.

La résistance d’une barrière de sûreté doit être maintenue systématiquement. Les passages doivent donc être équipés d’un sas. Dans les situations exceptionnelles où on devra renoncer à ce principe et supprimer la fonction de sas, des gardes devront sécuriser le passage.

2.Sûreté des matières nucléaires et des déchets radioactifsCatégories de matières nucléaires et de déchets radioactifs

Matière

Forme

Catégorie

I

II

III

1.

Plutonium a

non irradié b

2 kg ou plus

moins de 2 kg, mais plus de 500 g

500 g ou moins, mais plus de 15 g

2.

Uranium-235

non irradié b

–

Uranium enrichi à 20 % U235 ou plus

5 kg ou plus

moins de 5 kg, mais plus de 1 kg

1 kg ou moins, mais plus de 15 g

–

Uranium enrichi à 10 % U235 et plus, mais à moins de 20 % U235

–

10 kg ou plus

moins de 10 kg, mais plus de 1 kg

–

Uranium enrichi au-delà de la teneur naturelle, mais à moins de 10 % U235

–

–

10 kg ou plus

3.

Uranium-233

non irradié b

2 kg ou plus

moins de 2 kg mais plus de 500 g

500 g ou moins, mais plus de 15 g

4.

Combustible irradié

Uranium appauvri ou naturel, thorium ou combustible peu enrichi (moins de 10 % de teneur fissile)

5.

Déchets radioactifs

vitrifiés

hautement radioactifs

a

Plutonium, à l’exception du plutonium ayant une teneur de plus de 80 % Pu238.

b

Matière qui n’a pas été irradiée dans un réacteur ou matière irradiée dans un réacteur et dont le débit de dose sans écran n’excède pas 1 Gy par heure à un mètre de distance.

Catégorie I

Les matières de cette catégorie doivent être protégées comme suit de toute utilisation illicite par des systèmes extrêmement sûrs:

Leur utilisation et leur stockage seront opérés dans un secteur extrêmement bien protégé, c’est-à-dire protégé d’après les définitions de la catégorie II, dont l’accès est en outre limité à des personnes de confiance, dont la crédibilité a été vérifiée, et qui est surveillé par des gardes qui seront en contact étroit avec les forces d’intervention qu’ils pourront alerter immédiatement en cas d’urgence. Les mesures isolées prises dans ce contexte auront pour but de déceler et d’empêcher les attentats, d’empêcher l’accès à des personnes non autorisées ou l’enlèvement non autorisé de matières.

Leur transport sera opéré selon des règles de prudence particulières du type des règles fixées pour le transport des matières de catégories II et III, en outre sous observation permanente de la part du personnel d’accompagnement et dans des conditions assurant un contact étroit avec les forces d’intervention correspondantes.

Catégorie II

Leur utilisation et leur stockage seront opérés dans un secteur bien protégé, dont l’accès est surveillé, c’est-à-dire un secteur placé sous l’observation permanente de gardes ou équipé de dispositifs électroniques de surveillance, entouré d’une enceinte matérielle ayant un nombre limité d’entrées suffisamment contrôlées, ou avec une protection physique de même niveau.

Leur transport sera opéré en prenant des précautions spéciales comprenant des arrangements préalables entre l’expéditeur, le destinataire et le transporteur, et un accord préalable entre les organismes soumis à la juridiction et à la réglementation des États fournisseur et destinataire, dans le cas d’un transport international, accord qui précisera l’heure, le lieu et les règles du transfert de la responsabilité.

Catégorie III

Leur utilisation et leur stockage seront opérés dans un secteur dont l’accès est surveillé.

Leur transport sera opéré en prenant des précautions spéciales comprenant des arrangements préalables entre l’expéditeur, le destinataire et le transporteur, et un accord préalable entre les organismes soumis à la juridiction et à la réglementation des États fournisseur et destinataire dans le cas d’un transport international, accord qui précisera l’heure, le lieu et les règles du transfert de la responsabilité.

Annexe 3

Mise à jour par l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN (RO 2008 5747) et l’annexe 11 ch. 4 de l’O du 26 avr. 2017 sur la radioprotection, en vigueur depuis le 1er janv. 2018 (RO 2017 4261).

(art. 28 et 41)

Dossier d’exploitation

Le dossier d’exploitation d’une installation nucléaire comprend des documents organisationnels et techniques et des relevés d’exploitation.

1.Documents organisationnels

Règlement de la centrale, règlement d’exploitation

Ces règlements définissent les conditions (organisation, personnel) d’une exploitation sûre, y compris les critères organisationnels d’arrêt de l’installation.

Règlement pour les cas d’urgence

Ce règlement fixe l’organisation et les responsabilités en situation d’urgence. Les instructions concernant les tâches de l’état-major d’urgence (instructions d’urgence) font partie intégrante de ce règlement.

Règlement de radioprotection

Ce règlement définit les tâches de radioprotection incombant au détenteur de l’autorisation d’exploiter, en particulier le mesurage des rejets radioactifs aux alentours et la radioprotection des personnes occupées dans la zone contrôlée.

Manuel de gestion de la qualité

Ce manuel décrit un système complet et cohérent de gestion de la qualité pour l’exploitation de l’installation nucléaire.

Prescriptions et directives dans le domaine de la sûreté

Ces prescriptions et ces directives comprennent les instructions générales concernant la sûreté de l’installation nucléaire ainsi que les directives de service de la garde de l’entreprise.

Concept de la culture de la sécurité

Ce document expose la manière dont la direction de l’installation nucléaire conçoit et encourage la culture de la sécurité ainsi que les indices et les critères servant à en mesurer l’efficacité.

2.Documents techniques

Rapport de sécurité

Ce rapport décrit les aspects techniques et organisationnels de l’installation nucléaire. Il sert de base à l’appréciation continue de la sécurité. Pour un dépôt en couches géologiques profondes, il doit fournir en particulier le justificatif de la sécurité à long terme après la fermeture du dépôt.

Rapport de sûreté

Le rapport de sûreté expose l’état actuel des mesures de sûreté selon les instructions de l’IFSN. Il doit être classifié.

Spécification technique

La spécification technique renferme des prescriptions pour l’exploitation de l’installation nucléaire et de ses systèmes de sécurité, y compris les critères techniques d’arrêt de l’installation.

Programme d’inspection en service

Ce programme décrit les inspections récurrentes des composants et des systèmes sous pression attribués aux classes de sécurité 1 à 4.

Programme de surveillance du vieillissement

Ce programme décrit l’état et la surveillance des composants mécaniques et électriques et des bâtiments de l’installation.

Prescriptions d’exploitation et prescriptions en cas de défaillance

Ces prescriptions régissent l’exploitation sûre de l’installation en situation normale et en cas de défaillances visées à l’art. 8.

Instruments de décision pour la gestion des accidents

Ces instruments contribuent à la lutte contre les défaillances au cours desquelles des substances radioactives risquent d’être libérées en quantité inadmissible.

APS à jour, spécifique de la centrale

Pour une centrale nucléaire, l’APS à jour, spécifique de l’installation, comprend en particulier, pour tous les états de fonctionnement déterminants:
a.

une analyse probabiliste des défaillances visées à l’art. 8 imputables à un événement interne ou externe et au cours desquelles des substances radioactives risquent d’être libérées;

b.

une évaluation quantitative des mesures empêchant de telles défaillances;

c.

une évaluation quantitative du risque de relâchement de substances radioactives en quantités dangereuses (risque de relâchement).

Descriptions techniques

Ces descriptions contiennent en particulier des schémas, des croquis, un dossier de l’installation avec la base du dimensionnement, des plans de construction, des programmes de maintenance, des listes de composants, des plans de zones et autres descriptions techniques de l’état actuel de l’installation.

3.Relevés d’exploitation

Inscriptions d’exploitation

Ces inscriptions renseignent sur le déroulement de l’exploitation. Ce sont en particulier des données d’exploitation, des résultats de mesures faites en exploitation et des caractéristiques d’exploitation, des contrôles du débit de dose et de la contamination ainsi que la surveillance des alentours et les analyses des matériaux d’exploitation et des déchets solides, liquides et gazeux.

Livre de quart

Seront inscrits dans le livre de quart les noms des membres de l’équipe de quart et les tâches qui leur sont attribuées ainsi que les événements importants survenus et les opérations de commande accomplies; mais aussi les divergences constatées par rapport aux données d’exploitation et aux valeurs de mesures importantes pour la sécurité.

Journal de garde

Le journal relate les noms des membres du groupe de garde et leurs attributions ainsi que les contrôles de routine, les patrouilles et les observations effectuées, ainsi que les événements extraordinaires survenus et les contacts établis avec des services externes.

Annexe 4

(art. 24, 26, 28, 29, 40)

Dossiers pour les autorisations et les permis d’exécution, classification de sécurité

Quiconque requiert une autorisation ou un permis d’exécution pour une installation nucléaire doit fournir les documents (ch. 1 et 2) nécessaires à l’appréciation de la demande.

Le ch. 2 indique les principaux documents.

Légende du tableau au ch. 1
G

Installation complète

R

Technique des réacteurs

B

Technique du bâtiment

S

Technique des systèmes

M

Technique des machines

E

Électrotechnique et contrôle-commande

U

Radioprotection, déchets et protection en cas d’urgence

D

Sûreté

P

Organisation de l’exploitation, personnel

SA

Systèmes des classes de sécurité 1, 2, 3 et 1E

SB

Systèmes de la classe de sécurité 4 et système 0E se rapportant à la sécurité

MA

Équipements mécaniques déterminants pour le premier permis de construire, par ex. cuve de pression du réacteur, enceinte de sécurité en acier, conduites du circuit primaire, générateurs de vapeur, pressuriseur, pompes de circulation principale

MB

Autres équipements mécaniques des classes de sécurité 1 à 4

1.Documents à fournir selon le type de demande et le domaine

Domaines

Demande

G

R

B

S

M

E

U

D

P

Autorisation de construire resp. permis du concept (en cas de modifications)

G1

R1/R2

B1

S1

M1

E1

U1

D1

P1

Premier permis de construire resp. permis pour les spécifications du dimensionnement

G2

B2 et B3 pour le 1er élément de bâtiment

S2 pour SA

M2 pour MA

E2

U2

P2

Autres permis de construire (bâtiment ou éléments de bâtiment)

B2/B3

S2 pour SB si significatif pour constr. éléments de bât.

D2

Permis de fabrication

M2 pour MB M3

D3

Permis de montage

S2 pour SB

S3 pour SA

E3

U3

Autorisation d’exploiter

G3

R3

P3

Permis de mise en service et de marche en puissance ou de l’exploitation continue

G4

R4

B4

S4

M4

E4

U4

D4

P4

2.Documents à présenter, par domaine

G Installation complète

G1

G2

G3

G4

Concepts d’installation/ bases de conception

Conception et implantation générale

Dossier requis pour l’autorisation d’exploiter

Dossiers de mise en service et pour l’exploitation continue

Rapport de sécurité pour l’autorisation de construire

APS pour l’autorisation de construire

Concept de l’installation

Spécifications du
risque

Plans d’implantation de l’installation complète

Ensembles de réglementation applicables

Concept maintenance et surveillance vieillissement

Plans de construction et d’implantation des bâtiments et des équipements principaux

Spécification des conditions alentour

Programmes de gestion de la qualité des principaux fournisseurs

Programmes de mise en service

Rapport sur l’assurance de la qualité dans la construction et évaluation des résultats

Résultats des essais de réception et des tests nucléaires de mise en service

R Technique des réacteurs

R1

R2

R3

R4

Bases de conception

Analyse de sécurité provisoire

Analyse de sécurité définitive

Évaluation de la mise en service nucléaire

Dimensionnement des éléments combustibles

Dimensionnement provisoire du cœur

Définition des défaillances et des valeurs-limites de sécurité

Définition des conditions générales importantes,

Analyse des états de fonctionnement et des défaillances déterminant le dimensionnement et de leurs effets sur l’installation et
alentour

Hypothèses, modèles de calcul concernant le comportement des substances radioactives

Analyse des défaillances et de leurs conséquences

Analyses de défaillances; spécifications techniques

Programmes de mise en service

Dimensionnement définitif du coeur

Évaluation des essais de mise en service et des résultats

B Technique du bâtiment

B1

B2

B3

B4

Bases de conception

Dimensionnement des bâtiments

Dimensionnement et exécution des éléments de bâtiments

Dossier de construction

Classification des structures

Conversion de la spécification du risque en paramètres de calcul

Propriétés du terrain,

Concept de protection des eaux souterraines

Bases de dimensionnement

Exigences applicables aux écrans de protection

Spécifications/ critères dimensionnement

Hypothèses de sollicitation

Modèle ossature/ statique générale

Dimensions
principales

Spectres de comportement par
étage

Exigences: imperméabilité, protection eaux souterraines, drainage, protection/ foudre, protection/ incendie

Concept d’attache

Mesurages détaillés statique et justificatif tension ou justificatif force portante et utilité pratique

Détail construction

Plans de coffrage et d’armature

Examen de la méthode

Exigences spéciales pour la fabrication

Plans de vérification de la qualité.

Dossier d’exécution

Rapport sur l’assurance de la qualité

Rapports/surveillance chantier

Programmes maintenance

S Technique des systèmes

S1

S2

S3

S4

Concepts des systèmes

Conception

Exécution

Mise en service

Classification et concepts des systèmes

Spécifications provisoires des systèmes

Plans de connexion des systèmes

Schémas de fonctionnement

Liste composants mécaniques et électriques

Évaluation sécurité si modification de l’installation

Spécifications définitives des systèmes y c. données techniques

Plans aménagement

Plans connexion systèmes

Schémas fonctionnement

Liste composants mécaniques

Descriptions systèmes y c. analyse interactions

Schémas logiques

Liste composants électriques

Prescriptions essais de réception

Résultats tests systèmes

Prescriptions/examens périodiques de fonctionnement des systèmes et composants

Plans définitifs de connexion des systèmes et schémas de fonctionnement

M Mécanique

M1

M2

M3

M4

Bases dimensionnement

Dimensionnement

Exécution

Mise en service et dossiers établis

Systèmes de réglementation et prescriptions construction
applicables

Détail construction

Matériaux choisis pour les principaux composants

Spécifications dimensionnement

Vue d’ensemble des composants importants pour la sécurité

Programmes pour preuves ou qualifications spéciales

Construction et production: documents/autoexamen préalable par le fabricant des composants importants/sécurité

Programme examen initial

Résultats tests spéciaux de types et de qualification,

Documents finaux/ production des composants,

examen initial,

contrôle montage final et assurance qualité

Analyses de tension

Programme contrôles récurrents

Rapport surveillance construction

Programmes maintenance

E Électrotechnique et contrôle-commande

E1

E2

E3

E4

Bases équipements électriques

Conception

Justificatifs exécution

Mise en service et documentation

Technique applicable pour composants principaux et contrôle-commande

Attribution à un circuit

Bases de conception des composants 1E

Systèmes de réglementation applicables,

Procédure qualification pièces isolées et de série

Spécifications et fiches de données

Prescriptions/ qualifications

Résultats des qualifications

Programmes-tests pour mise en service de composants spéciaux

Résultats des tests,

Dossier technique,

Rapport sur l’assurance de la qualité

Programmes maintenance

U Radioprotection, déchets et protection en cas d’urgence

U1

U2

U3

U4

Critères de conception et Concepts

Dimensionnement des équipements radiologiques

Justificatif exécution

Mise en service et documentation

Concepts pour: zones radiologiques, écran de protection, surveillance alentours, surveillance de l’espace, du système et des émissions, protection d’urgence, eaux usées,

Procédé conditionnement déchets

Entreposage des déchets

Spécifications dimensionnement

Éval. dose collective exploitation, tests périodiques, révisions

PV d’examen et de réception

Résultats des tests spéciaux

Formation et perfectionnement du personnel de surveillance

Programmes d’exploitation, de contrôle et d’entretien

D Sûreté

D1

D2

D3

D4

Bases de conception (Concept sûreté)

Spécifications dimensionnement (pour constructions, systèmes, composants)

Documents exécution (pour équipements de sûreté)

Dossier exploitation (pour la mise en service)

Analyse de la menace

Dossier projet (plan situation, plans construction, programme construction, etc.)

Bases pour zones de sûreté, emplacement des barrières de sûreté, itinéraires accès et fuite, mesures de sûreté la construction et pour la période d’exploitation, organisation sûreté (conduite et communication, équipement et armement)

Concept formation et perfectionnement.

Spécifications (plans constr. et disposition bâtiments, pénétrations emplacement des conduites et des câbles, aération, moyens de communication, schémas de fonctionnement et déroulements, alimentation en énergie, certificats contrôle)

Règlement de sûreté

Cahiers des charges du personnel de sûreté

Plans d’exécution

Prescriptions pour mise en service

Vérification fonctionnement puis réception des équipements de sûreté

PV de contrôle et de réception

Formation de la garde d’entreprise

Intégration rapport sûreté

P Organisation de l’exploitation (personnel)

P1

P2

P3

P4

Concept de l’organisation et des interventions du personnel

Organisation

Justificatif de qualification

Règles pour l’exploitation en continu

Organigramme

Effectif du personnel

Formation et mise à l’œuvre du personnel pendant la construction

Plan de formation et de perfectionnement professionnel

Règles concernant l’organisation

Cahiers des charges

Programme de formation pour la mise en service

Documents d’exploitation, règlements et déroulements provisoires

Qualifications du personnel de direction astreint à licence en radioprotection et autre personnel

Effectif du personnel

Programmes de formation et de perfectionnement pour le fonctionnement en continu

3.Classification de sécurité3.1Classes de sécurité (SK)Les équipements mécaniques sont répartis en quatre classes de sécurité selon leur importance pour la sécurité nucléaire et pour la radioprotection:
a.

Classe de sécurité 1: équipements sous pression du système de refroidissement du réacteur jusques et y compris à la deuxième soupape de fermeture, dont la défaillance peut entraîner une fuite irrépressible de liquide de refroidissement primaire;

b.

Classe de sécurité 2: équipements des systèmes exerçant une fonction de sécurité ou qui sont importants pour la sécurité, mais qui ne sont pas attribués à la classe de sécurité 1;

c.

Classe de sécurité 3: équipements des systèmes d’appui (systèmes auxiliaires) aux fonctions de sécurité ou qui sont importants pour la sécurité;

d.

Classe de sécurité 4: équipements contenant ou pouvant contenir de la radioactivité et qui servent à retenir, traiter ou entreposer des substances radioactives liquides ou solides, mais qui ne sont pas attribués à l’une des classes de sécurité 1 à 3;

e.

Équipements non classés: équipements qui ne sont attribués à aucune des classes 1 à 4.

Les équipements électriques sont répartis en deux classes de sécurité selon leur importance pour la sécurité nucléaire:
a.

Équipements classés 1E: équipements électriques des systèmes mécaniques et composants attribués aux classes de sécurité 1 à 3, et systèmes de sécurité électriques et de contrôle-commande;

b.

Équipements classés 0E: autres équipements et systèmes électriques pouvant aussi exercer des fonctions ayant de l’importance pour la sécurité.

3.2Classes sismiques (EK)Les équipements mécaniques et électriques sont répartis en 2 classes sismiques selon leur fonction en termes de sécurité:
a.

Classe sismique I: équipements mécaniques des classes de sécurité 1 à 3 et équipements électriques classés 1E. Leurs fonctions de sécurité et partant, l’intégrité des systèmes doivent subsister pendant et après un séisme de sécurité (SSE);

b.

Classe sismique II: équipements mécaniques de la classe de sécurité 4. Leur intégrité doit subsister pendant un séisme d’exploitation (OBE);

c.

Les équipements et les constructions non attribués à l’une de ces deux classes sismiques sont considérés comme non classifiés par rapport au séisme.

3.3Classes de structures nucléaires (BK)Les structures sont réparties en deux classes de structures nucléaires selon leur importance pour la sécurité nucléaire et la radioprotection:
a.

Classe I: structures comportant des équipements mécaniques ou électriques de la classe sismique I.

b.

Classe II: structures comportant des équipements mécaniques de la classe sismique II ou non classifiés par rapport au séisme.

Annexe 5

Nouvelle teneur selon l’annexe ch. 12 de l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).

(art. 37)

Rapports périodiques

Rapport

Contenu/délai de remise

Périodicité

Rapport annuel de sécurité

Rapport des installations nucléaires avec un résumé et une évaluation portant en particulier sur l’exploitation et la sécurité, l’état de l’installation, les changements intervenus sur le site, l’organisation et le personnel, la radioprotection, les déchets radioactifs, la situation radiologique ainsi que les derniers enseignements de la science et de la technique. Ce rapport contient les résultats de l’évaluation systématique de la sécurité et il renseigne sur les dossiers en suspens auprès de l’IFSN, sur les événements et les constats, sur les modifications apportées à l’installation ainsi que sur les travaux de maintenance.

À rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

Année civile

Rapport annuel de sûreté

Rapport des installations nucléaires contenant les données essentielles sur l’organisation de la sûreté et un résumé des événements survenus dans ce domaine au cours de l’année. Il renseigne en particulier sur le personnel et l’organisation de la sûreté, les interventions spéciales des gardiens de l’entreprise, le recours à des entreprises tierces pour des tâches de gardiennage, les observations faites dans le domaine de la sûreté pendant l’arrêt pour révision, la fréquence et les résultats des examens et des tests de fonctionnement des équipement de sûreté, les pannes ayant affecté des composants importants de la sûreté, les modifications apportées aux constructions, les événements et les constats particuliers, et sur la statistique des badges donnant accès aux zones de sûreté. Ce rapport doit être classifié.

À rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

Année civile

Rapport trimestriel

Rapport de l’entrepôt central, des dépôts en couches géologiques profondes et de l’Institut Paul Scherrer. Il renseigne en particulier sur les doses individuelles, la dosimétrie des installations et du périmètre, les rejets de substances radioactives avec les effluents gazeux et liquides, la surveillance des alentours, les déchets radioactifs, les campagnes de conditionnement, les événements et constats, les modifications et les travaux de maintenance.

À rendre au plus tard la fin du mois qui suit le trimestre.

Trimestre

Rapport mensuel

Rapport des centrales nucléaires sur l’exploitation de l’installation et comparaisons avec les mois précédents (tendances), portant en particulier sur l’exploitation et la sécurité, la chimie, la radioprotection, avec des indications sur la dosimétrie individuelle, les rejets de substances radioactives, les déchets radioactifs, les événements et les constats, l’organisation, le personnel et la formation ainsi que les projets, les analyses, les retours d’expérience, les événements survenus dans des installations comparables, les activités et les résultats des travaux de maintenance.

À rendre au plus tard la fin du mois qui suit le trimestre.

Mois

Rapport de révision technique

Rapport des centrales nucléaires, avec la description et l’appréciation des mesures prises, des résultats et enseignements qui ont été recueillis au cours des travaux de révision et qui comptent pour la sécurité.

Délais de remise:
a.

premier rapport: 4 jours ouvrables avant la remise en service prévue de l’installation;

b.

rapport définitif: au plus tard 3 mois après la remise en service de l’installation.

À chaque révision de l’installation

Rapport de révision Radioprotection

Rapport des centrales nucléaires sur la révision, avec des indications détaillées sur les mesurages de la radioactivité et les enseignements à en tirer, avec une appréciation de l’exploitant et des propositions de mesures propres à réduire encore les doses.

À rendre au plus tard 3 mois après la remise en service de l’installation.

À chaque révision de l’installation

Rapport de révision Physique

Rapport des centrales nucléaires, avec les résultats et l’appréciation des mesurages de la physique du réacteur effectués lors de la remise en marche après la révision, et ce pour différents niveaux de puissance.

Délais de remise:
a.

résultats des mesurages à la puissance zéro et au démarrage: avant le lancement au-delà de 5 % de la puissance nominale de l’installation;

b.

rapport définitif: au plus tard 3 mois après la remise en service de l’installation.

À chaque révision de l’installation

Rapport dosimétrie

Rapport des centrales nucléaires contenant des indications sur les doses collectives, la répartition des doses, les doses personnelles et les doses collectives spécifiques d’une activité.

À rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

Année civile

Rapport sur la surveillance des alentours

Rapport des centrales nucléaires, de l’entrepôt central, des dépôts en couches géologiques profondes et de l’Institut Paul Scherrer, contenant des indications relatives aux rejets de substances radioactives et à la surveillance de la radioactivité et du rayonnement direct aux alentours des installations. Ce rapport peut être intégré au rapport mensuel ou au rapport trimestriel.

À rendre au plus tard à la fin du mois qui suit le trimestre en question.

Trimestre

Rapport sur les sources radioactives

Rapport des installations nucléaires avec la liste de toutes les sources radioactives se trouvant dans l’installation.

À rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

Année civile

Rapport sur le réexamen complet de la sécurité approfondie

Rapport des centrales nucléaires sur le réexamen périodique de la sécurité, ses résultats et son appréciation.

À rendre selon les instructions de l’IFSN.

Tous les 10 ans

Données sur l’indisponibilité de systèmes et de composants

Rapport des centrales nucléaires. En cas d’indisponibilité de composants importants pour le risque qui ont été pris en compte dans le modèle d’APS, indiquer la date et la durée de l’indisponibilité, avec une brève description de sa cause et la désignation du composant affecté.

À rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

Année civile

Liste des modifications de l’installation à prendre en compte dans l’APS

Rapport des centrales nucléaires donnant la liste des modifications apportées à l’installation qui pourraient jouer un rôle dans l’APS mais n’ont pas encore été prises en compte dans le modèle d’APS.

À rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

Année civile

Annexe 6

Nouvelle teneur selon l’annexe 11 ch. 4 de l’O du 26 avr. 2017 sur la radioprotection, en vigueur depuis le 1er janv. 2018 (RO 2017 4261). Mise à jour selon l’erratum du 16 oct. 2018 (RO 2018 3441).

(art. 21 et 38)

Rapports sur les événements et les constats dans le domaine de la sécuritéA. Rapport d’événement et rapport sur les mesures consécutives

Rapport

Contenu

Périodicité

Rapport d’événement

Rapport sur des événements survenus et sur les constats effectués avec le contenu suivant:
a.

classification selon les critères ci-dessous, résumé de l’événement ou du constat et conclusions actuelles;

b.

état de l’installation avant l’événement ou lors du constat;

c.

déroulement de l’événement et comportement de l’installation, ou nature du constat;

d.

origine de l’événement ou du constat;

e.

mesures immédiates;

f.

annexes.

Pour chaque événement ou constat devant être notifié

Rapport sur les mesures consécutives

Rapport sur des événements survenus et sur des constats effectués avec le contenu suivant:
a.

mesures consécutives;

b.

appréciation de l’importance au titre de la sécurité;

c.

annexes.

Pour chaque événement ou constat devant être notifié

B. Classification des événements et des constats1. Classification

Il convient de classer les événements et les constats visés aux art. 21, al. 1, et 38, al. 3, let. a et c, comme suit:

Classe

Critères

Urgence grave

(General Emergency)

Un événement qui représente une menace immédiate sérieuse ou un pronostic de risque radiologique pour le voisinage et qui exige obligatoirement la préparation ou la réalisation de mesures de protection dans le voisinage des installations nucléaires.

Urgence de site

(Site Area Emergency)

Un événement qui pourrait conduire à un accident grave ou qui représente une sérieuse menace radiologique sur le site de l’installation. Un danger radiologique prochain (pronostiqué) pour le voisinage, nécessitant la mise sur pied de l’état-major d’urgence de l’installation nucléaire est possible.

État de préparation

(Alert)

Un événement qui conduit à une réduction significative du niveau de protection pour le personnel de l’entreprise ou qui pourrait conduire à un accident de site ou un accident grave et qui exige, selon le cas, la mise sur pied de l’état-major d’urgence de l’installation nucléaire ou de fractions de celui-ci.

Événement soumis à l’obligation de déclarer

Événement ou constat qui concerne la sécurité nucléaire, mais qui ne constitue pas une situation d’urgence.

2. Classification selon l’échelle internationale INES de l’AIEA

Il convient, en outre, de classer les événements et constats visés aux art. 21, al. 1, et 38, al. 3, let. a et c, selon l’échelle INES de l’AIEA (voir INES User’s Manual 2008, AIEA, Vienne 2009).

Niveau

Description

Critères

7

Accident majeur

–

Rejet dans le voisinage du site d’une part importante de l’inventaire du coeur du réacteur, généralement sous la forme d’un mélange de produits de fission radioactifs à courte et longue période (en quantités équivalant, du point de vue radiologique, à plus de 50 000 TBq d’iode-131).

6

Accident grave

–

Rejet de produits de fission dans le voisinage du site (en quantités équivalant, du point de vue radiologique, à un rejet de l’ordre de 5000 à 50 000 TBq d’iode-131).

5

Accident entraînant une mise en danger du voisinage du site

–

Rejet de produits de fission dans le voisinage du site (en quantités équivalant, du point de vue radiologique, à un rejet de l’ordre de 500 à 5000 TBq d’iode-131).

–

Dommages graves au coeur avec relâchement d’une grande quantité de radioactivité à l’intérieur de l’installation.

4

Accident sans mise en danger significative du voisinage du site

–

Rejet supérieur aux valeurs limites autorisées de substances radioactives dans le voisinage du site, entraînant, pour l’individu le plus exposé, une dose de quelques millisieverts.

–

Avarie partielle du coeur du réacteur due à des effets mécaniques et/ou à une fusion.

–

Irradiation du personnel ayant pour effet probable un décès à court terme.

3

Incident grave

–

Rejet supérieur aux valeurs limites autorisées de substances radioactives dans le voisinage du site, pouvant entraîner, pour l’individu le plus exposé hors du site, une dose de l’ordre de quelques dixièmes de millisievert.

–

Irradiation du personnel assez forte pour qu’il faille s’attendre à des effets aigus sur la santé des travailleurs. Niveau élevé de contamination dans l’installation.

–

Défaillance à la suite de laquelle une panne supplémentaire des équipements de sécurité pourrait entraîner un accident, ou situation où des équipements de sécurité ne pourraient pas empêcher un accident si certains événements se produisaient.

2

Incident

–

Événement ou constat accompagné de défaillances majeures de certains équipements de sécurité, mais avec des mesures préventives suffisantes pour corriger encore des erreurs supplémentaires. Événement ou constat de niveau 1, mais avec des carences non négligeables dans l’organisation ou sur le plan de la culture de la sécurité.

–

Événement à l’origine d’une irradiation du personnel dépassant la limite admissible de la dose annuelle. Dispersion significative de radioactivité dans l’installation, dépassant les limites admises lors du dimensionnement.

1

Anomalie

–

Anomalie amenant l’installation en dehors des conditions de fonctionnement prescrites. Elle peut être due à une défaillance du matériel, à une erreur humaine ou à une insuffisance dans les procédures. Événement ou constat sans importance directe pour la sécurité, mais avec des carences non négligeables dans l’organisation ou sur le plan de la culture de la sécurité.

0

Événements et constats sans signification pour la sécurité

–

Événements et constats ne sortant pas des valeurs limites et conditions fixées à l’exploitation et qui n’exigent que l’application des procédures appropriées.

Exemples: Défaillance unique dans un système redondant, constatée lors des contrôles périodiques. Arrêt automatique du réacteur, suivi du comportement normal de l’installation. Fuites ne dépassant pas les limites des conditions d’exploitation.

Tous ces exemples sont sans lien direct avec la culture de la sécurité.

3. Évaluation de l’intérêt public

Lors d’événements ou de constats visés aux art. 21, al. 1, et 38, al. 3, let. a et c, ainsi que lors d’autres événements, il faut évaluer s’il existe un intérêt public.

Délais de notification et de rapport

Sécurité nucléaire

S

Urgence grave

A

Urgence de site

B

Alerte

M

Événement soumis à l’obligation de déclarer

Ö

Événement d’intérêt public

Notification par téléphone (première information)

de suite

de suite

de suite

24 heures1

de suite2

Confirmation écrite de la notification

dans le cadre de l’organisation d’urgence de l’IFSN

dans le cadre de l’organisation d’urgence de l’IFSN

dans le cadre de l’organisation d’urgence de l’IFSN

24 heures1

dans les 2 h. après la 1re information

Rapport d’événement

36 heures

36 heures

10 jours

30 jours

Rapport mensuel3

Rapport sur les mesures consécutives

selon les besoins

selon les besoins

30 jours

30 jours

Rapport mensuel3

1

Dans les 24 heures entre 8 et 17 h.

2

Si l’obligation de déclarer se base aussi bien sur l’importance pour la sécurité nucléaire que sur l’intérêt public, le délai le plus court est applicable.

3

Si un rapport mensuel n’est pas requis, le notifier dans le rapport trimestriel ou annuel.

Annexe 7

(art. 81)

Modification du droit en vigueur

Les ordonnances mentionnées ci-après sont modifiées comme suit:

…

Les mod. peuvent être consultées au RO 2005 601.