732.11   1   Ordonnance  sur l’énergie nucléaire   (OENu)   du 10 décembre 2004 (Etat le 1er janvier 2022)     Le Conseil fédéral suisse,   vu l’art. 101, al. 1, de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire (LENu)1,   arrête:   Chapitre 1 Dispositions générales   Art. 12 Matières nucléaires   1 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 concentra- tions 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 concentra- tions définies par l’Agence internationale de l’énergie atomique.        RO 2005 601  1 RS 732.1  2 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).   732.11      Énergie nucléaire   2   732.11   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. 2 Installations nucléaires   1 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 phy- sico-chimique et les conditions d’exploitation auxquelles elles sont soumi- ses, l’établissement d’une réaction en chaîne auto-entretenue est impossible;   c. les matières fissiles spéciales dont la teneur en plutonium 239, en ura- nium 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)3.4   2 L’Office fédéral de l’énergie (office) détermine les matières brutes qui remplissent  les conditions énoncées à l’al. 1, let. b.   Art. 3 Courtage   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. 4 Définitions   Les définitions des autres termes utilisés dans la présente ordonnance figurent à  l’annexe 1.       3 RS 814.501  4 Introduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019   (RO 2019 183).     Énergie nucléaire. O   3   732.11   Art. 5 Plan 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. 65 Autorités de surveillance   Les autorités de surveillance sont:   a. l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) pour la sécurité et la sû- reté nucléaire,    b. l’office pour les autres domaines relevant de l’exécution de la LEnu.   Chapitre 2 Principes de la sécurité nucléaire et de la sûreté   Art. 7 Exigences pour la sécurité nucléaire   Les 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 techni- ques 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 ma- nufacture, la vérification, la conduite de l’exploitation, la surveillance, la  maintenance, l’assurance de la qualité, les retours d’expérience, l’ergono- mie, 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 caractéri- sant 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 des- tinées à en atténuer les effets néfastes.       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).     Énergie nucléaire   4   732.11   Art. 8 Exigences pour la protection contre les défaillances   1 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 parti- culier 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 parti- culier 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 cau- sées par des événements naturels selon la fréquence indiquée à l’art. 123, al. 2,  ORaP6. 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.7   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 défail- lance 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 an- née.8   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.9       6 RS 814.501  7 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019   (RO 2019 183).  8 Introduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019   (RO 2019 183).  9 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019   (RO 2019 183).     Énergie nucléaire. O   5   732.11   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. 9 Exigences pour la sûreté   1 La protection des installations et des matières nucléaires contre les actes de sabo- tage, les actes de violence ou le vol doit reposer sur un système de défense éche- lonné 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 pro- tection 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 hypothè- ses de risques et aux mesures de sûreté de nature architecturale, technique, organisa- tionnelle et administrative.   Art. 10 Principes régissant la conception d’une centrale nucléaire   1 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 physi- ques 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 refroidis- sement 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;     Énergie nucléaire   6   732.11   f. les fonctions de sécurité doivent être automatisées de sorte qu’en cas de dé- faillance 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 premiè- res;   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.10   Art. 11 Principes régissant la conception d’un dépôt en couches géologiques  profondes   1 Le site d’un dépôt en couches géologiques profondes doit présenter les caractéris- tiques 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 suc- cessives;   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 les principes de la conception du  dimensionnement qui sont spécifiques aux dépôts en couches géologiques profondes.11       10 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).   11 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).     Énergie nucléaire. O   7   732.11   Art. 12 Principes régissant la conception des autres installations nucléaires   1 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’instal- lations nucléaires.12   Chapitre 3 Articles nucléaires   Art. 13 Compétence   L’office est compétent pour octroyer:   a. les autorisations de manipuler des matières nucléaires;   abis.13 les autorisations d’exporter et de faire le courtage de technologies concer- nant des matières nucléaires;   b.14 l’approbation de la convention réglant la reprise de déchets radioactifs.   Art. 1415 Procédure d’autorisation d’exporter et de faire le courtage des  matières nucléaires et de technologies concernant des matières  nucléaires   1 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 Départe- ment 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 protec- tion de la population et des sports, après avoir consulté le Service de renseignement       12 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).   13 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).   14 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 1er nov. 2017, en vigueur depuis le 1er janv. 2018  (RO 2017 7107)   15 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).     Énergie nucléaire   8   732.11   de la Confédération. Faute d’accord, le Conseil fédéral tranche sur proposition du  département.   Art. 15 Demande d’autorisation; pièces à joindre   1 La demande d’autorisation de transporter, d’importer, d’exporter ou de faire tran- siter des matières nucléaires doit être faite conjointement par l’expéditeur, le desti- nataire, le transporteur et l’organisateur du transport.   2 Les pièces à joindre doivent fournir toutes les indications nécessaires à l’appré- ciation de la demande, notamment les indications concernant:16   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 concer- nant le transport de marchandises dangereuses;   h.17 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 ma- tière nucléaire18 qui répondent des dommages nucléaires;   i.19 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 nucléaire20.   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 con- naît 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 analo- gie, ainsi que sur la forme et le contenu de la technologie concernée.       16 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).   17 Introduite par l’art. 21, al. 2, de l’O du 25 mars 2015 sur la responsabilité civile en ma- tière nucléaire, en vigueur depuis le 1er janv. 2022 (RO 2021 860).   18  RS 732.44  19 Introduite par l’art. 21, al. 2, de l’O du 25 mars 2015 sur la responsabilité civile en ma-  tière nucléaire, en vigueur depuis le 1er janv. 2022 (RO 2021 860).  20  RS 732.441     Énergie nucléaire. O   9   732.11   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. 16 Enquête préalable   1 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. 1721 Représentations diplomatiques ou consulaires, organisations  internationales, entrepôts douaniers, dépôts francs sous douane et  enclaves douanières   Sont 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 con- sommation, de dépôts francs sous douane ou d’enclaves douanières.   Art. 18 Durée de la validité de l’autorisation   L’autorisation est valable douze mois au plus et peut être prolongée de six mois au  plus.   Art. 1922       21 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).   22 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).     Énergie nucléaire   10   732.11   Art. 20 Conservation 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. 21 Devoir de notification   1 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:23   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:24   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 installa- tions 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.25   Chapitre 4 Installations nucléaires   Section 1 Autorisation générale   Art. 22 Installations nucléaires à faible potentiel de risque   1 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       23 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).   24 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).   25 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).     Énergie nucléaire. O   11   732.11   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, ORaP26.27   2 L’IFSN est chargée de régler dans des directives la méthode et les standards de  l’analyse de défaillances requise par l’al. 1.28   Art. 23 Demande d’autorisation générale   Quiconque 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 2 Autorisation de construire et réalisation du projet   Art. 24 Demande d’autorisation de construire   1 Quiconque requiert une autorisation de construire doit démontrer:   a. que les principes énoncés aux art. 7 à 12 peuvent être respectés;   b.29 …   c. et pour les installations nucléaires à faible potentiel de risque, que les exi- gences 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;       26 RS 814.501  27 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).  28 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).  29 Abrogée par le ch. I de l’O du 1er nov. 2017, avec effet au 1er janv. 2018 (RO 2017 7107).     Énergie nucléaire   12   732.11   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 fer- meture;   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 présen- tation et le nombre des pièces à fournir.30   Art. 25 Programme de gestion de la qualité   1 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 oc- troient 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 mo- ment 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.31   Art. 26 Permis d’exécution   1 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:32   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 métalli- que ainsi que la méthode d’intervention dans le gros œuvre et de fixation ul- térieure;   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.       30 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).   31 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).   32 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).     Énergie nucléaire. O   13   732.11   2 Pour obtenir le permis d’exécution, le requérant doit fournir les documents néces- saires 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 présenta- tion et le nombre des pièces à fournir.33   Art. 27 Dossier de construction   1 Le détenteur de l’autorisation doit consigner au fur et à mesure tous les actes rela- tifs à la construction des bâtiments ainsi qu’à fabrication et au montage des équipe- ments 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, respecti- vement 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 fer- meture, 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.34   5 L’IFSN est chargée de régler dans des directives les exigences auxquelles doivent  satisfaire le dossier de la construction et sa conservation.35   Section 3 Autorisation d’exploiter   Art. 28 Demande d’autorisation d’exploiter   1 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 géné- rale et avec l’autorisation de construire.   2 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, le contenu, la présen- tation et le nombre des pièces à fournir.36       33 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).   34 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).   35 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).   36 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).     Énergie nucléaire   14   732.11   Art. 29 Permis d’exécution   1 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 présen- tation et le nombre des pièces à fournir.37   Art. 30 Exigences concernant l’organisation   1 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 techni- que;   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.       37 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).     Énergie nucléaire. O   15   732.11   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.38   Art. 31 Système de gestion de la qualité de l’exploitation   Le 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’organi- sation 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 accom- plir, 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 4 Exploitation   Art. 32 Maintenance   1 Le détenteur de l’autorisation doit élaborer des programmes systématiques de  maintenance des équipements qui comptent pour la sécurité et pour la sûreté, et exé- cuter 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 pro- cédés 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.       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).     Énergie nucléaire   16   732.11   Art. 33 Appréciations systématiques de la sécurité et de la sûreté   1 Le détenteur de l’autorisation doit établir des appréciations systématiques:   a. des conséquences sur la sécurité de l’installation et en particulier sur le ris- que encouru, de toute modification de l’installation, de tout événement sur- venu 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 mécani- ques, les éléments combustibles, les constructions qui comptent pour la sé- curité, 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.39   Art. 3440 Réexamen approfondi de la sécurité des centrales nucléaires   1 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.       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).   40 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017  (RO 2017 2829).     Énergie nucléaire. O   17   732.11   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. 34a41 Justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme   1 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’instal- lation 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 organisation- nelles 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. 35 Surveillance du vieillissement   1 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 pren- dre.   3 Il doit, toujours à l’aide du programme approprié, consigner les résultats de la sur- veillance du vieillissement de l’installation et mettre périodiquement à jour ce pro- gramme, 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.42       41 Introduit par le ch. I de l’O du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017   (RO 2017 2829).   42 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).     Énergie nucléaire   18   732.11   Art. 36 État de la science et de la technique et retour d’expérience  d’installations comparables   1 Le détenteur de l’autorisation doit suivre l’évolution de la science dans son do- maine, 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 sécu- rité 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. 37 Rapports périodiques   1 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 5.43   2 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, la teneur, la présentation  et le nombre des rapports à remettre.44   Art. 3845 Devoir de notification dans le domaine de la sécurité   1 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.       43 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).   44 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).   45 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).     Énergie nucléaire. O   19   732.11   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 compro- mettre;   b. les autres événements d’intérêt public;   c. les constats susceptibles de compromettre la sécurité mais n’ayant pas pro- voqué 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 déten- teur pour procéder aux notifications visées aux al. 1 et 2, et pour classifier les évé- nements et les constats visés à l’al. 3.   Art. 3946 Devoir de notification dans le domaine de la sûreté   1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit notifier à l’IFSN avant de les  exécuter en particulier les activités suivantes:   a. toute modification des bâtiments ou de l’installation ou toute nouvelle cons- truction pour lesquelles un permis d’exécution est demandé à l’IFSN;   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 équipe- ments 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.       46 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).     Énergie nucléaire   20   732.11   3 Il doit fournir un rapport à l’IFSN dans les 30 jours sur tout événement ou constat.  Ce rapport doit être classifié.   Art. 40 Modifications nécessitant un permis d’exécution   1 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 combusti- bles 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 propor- tion 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, confor- mément à l’annexe 4.   3 Pour obtenir un permis d’exécution des modifications visées l’al. 1, let. c, le requé- rant 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 éva- luer les effets que cette modification aura sur la sécurité de l’installation.     Énergie nucléaire. O   21   732.11   5 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, la teneur, la présentation  et le nombre des pièces à fournir.47   Art. 41 Documents    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 dépar- tement.48   5 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences concernant  les documents et leur conservation.49   Art. 42 Mise à jour du plan de désaffectation ou du projet de fermeture   1 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. 43 Arrêt d’une centrale nucléaire   1 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.       47 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).   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).   49 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).     Énergie nucléaire   22   732.11   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. 4450 Critères de la mise hors service provisoire et du rééquipement  d’une centrale nucléaire   1 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 ré- acteur 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 vérifica- tion de ces critères.   Section 5 Désaffectation   Art. 45 Dossier du projet   Quiconque est chargé de désaffecter une installation nucléaire doit fournir les docu- ments ci-après concernant le projet de désaffectation:   a. la présentation comparée des variantes possibles, avec les phases et le calen- drier 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 nécessai- res à cet effet, notamment la saisie de l’état radiologique de l’installation, le  démontage, le découpage et la décontamination des équipements, la décon- tamination 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;       50 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019  (RO 2019 183).     Énergie nucléaire. O   23   732.11   f. des considérations sur les défaillances, notamment la détermination des dé- faillances possibles au cours de la désaffectation, l’évaluation de la fré- quence et des conséquences radiologiques de ces défaillances ainsi que les  contre-mesures et les éventuelles mesures de protection d’urgence qu’il fau- dra 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 justifica- tif de l’existence des moyens financiers.   Art. 46 Décision    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 confi- nement 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. 47 Permis d’exécution   La décision de désaffectation règle l’obligation d’obtenir un permis d’exécution  notamment pour chacune des activités suivantes:51   a. le procédé utilisé pour le mesurage de libération des matières;   b. le conditionnement des déchets radioactifs;   c.52 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;       51 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019  (RO 2019 183).   52 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019  (RO 2019 183).     Énergie nucléaire   24   732.11   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. 4853 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. 49 Devoir de notification    Les art. 38 et 39 sont applicables par analogie à la notification en cas de désaffecta- tion.   Chapitre 5 Déchets radioactifs   Section 1 Généralités   Art. 50 Minimisation des quantités de déchets radioactifs   Une installation nucléaire doit être conçue, construite et exploitée de manière que  son exploitation et sa désaffectation produisent le moins possible de déchets radio- actifs, 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 pro- duits 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. 51 Catégories de déchets radioactifs   En vue de leur évacuation, les déchets radioactifs doivent être classés dans les caté- gories 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’élé- ments 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.       53 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).     Énergie nucléaire. O   25   732.11   Art. 51a54 Exception à l’obligation d’évacuation   L’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’environ- nement conformément aux art. 111 à 116 ORaP55;   b. aux déchets radioactifs destinés au stockage pour décroissance conformé- ment à l’art. 117 ORaP.   Art. 52 Programme de gestion des déchets   1 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 capa- cité 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.56         54 Introduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019  (RO 2019 183).   55 RS 814.501  56 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).     Énergie nucléaire   26   732.11   Section 2 Libération et conditionnement   Art. 53 Libération de matières   1 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.57   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.58   3 L’IFSN est chargée de régler dans des directives les exigences détaillées aux- quelles doivent répondre le mesurage de libération des matières et la manière dont  elle doit être informée.59   Art. 54 Conditionnement   1 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.60   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.        57 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019  (RO 2019 183).   58 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).   59 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).   60 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).     Énergie nucléaire. O   27   732.11   6 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences relatives  au conditionnement et aux dossiers de demande.61   Section 3 Manipulation des déchets radioactifs   Art. 55 Compétence   1 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, ORaP62 est réservée.63   Art. 56 Demande d’autorisation; pièces à joindre   1 La demande d’autorisation de transporter, d’importer, d’exporter ou de faire tran- siter de déchets radioactifs doit être faite conjointement par l’expéditeur, par le des- tinataire, par le transporteur et par l’organisateur du transport.   2 Les pièces à joindre doivent fournir toutes les indications nécessaires à l’apprécia- tion 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 concer- nant le transport de marchandises dangereuses.   Art. 57 Enquête 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.       61 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).   62 RS 814.501  63 Introduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019   (RO 2019 183).     Énergie nucléaire   28   732.11   Section 4 Études géologiques   Art. 58 Demande   Quiconque 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. 59 Programme des investigations   Le 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. 60 Rapport géologique   Le 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. 61 Exceptions   1 Une autorisation n’est pas nécessaire pour les investigations géologiques suivantes:   a. les levés sismiques et autres levés géophysiques tels que les mesures gravi- métriques, géoélectriques et électromagnétiques;   b. les levés géologiques en surface et dans des structures souterraines existan- tes, y compris le prélèvement d’échantillons de roche;   c. le prélèvement d’échantillons d’eaux souterraines et d’eau de source, le me- surage 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 fédé- ral pour effectuer ces activités sont réservées.     Énergie nucléaire. O   29   732.11   Section 5  Dispositions spéciales concernant le stockage en couches  géologiques profondes   Art. 62 Demande d’autorisation générale   Quiconque 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. 63 Critères d’aptitude   Les 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. 64 Éléments 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. 65 Zones expérimentales   1 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 dé- chets;   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.     Énergie nucléaire   30   732.11   Art. 66 Dépôt pilote   1 Le dépôt pilote sert à surveiller le comportement des déchets, du matériau de com- blement et de la roche d’accueil jusqu’à la fin de la phase d’observation. La surveil- lance 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 dé- chets.   Art. 67 Comblement   1 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. 68 Phase d’observation   1 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. 69 Fermeture   1 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;     Énergie nucléaire. O   31   732.11   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 configura- tion qui était la sienne avant la construction du dépôt;   c. que le dépôt en couches géologiques profondes est signalé par un marquage  durable.   Art. 70 Zone de protection   1 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 défini- tive. 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. 71 Dossier   1 Le propriétaire d’un dépôt en couches géologiques profondes doit établir un dos- sier 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;     Énergie nucléaire   32   732.11   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 proprié- taire du dépôt doit transmettre le dossier au département.   Art. 72 Utilisation des données géologiques   1 Les données géologiques recueillies pendant les investigations ou lors de la cons- truction 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 6 Procédure, information et encouragement   Art. 7364 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. 74 Délais de traitement   Sont 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 can- tons 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 dé- cision.   Art. 75 Procédure d’octroi des permis d’exécution et des approbations de  types ou individuelles   1 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.          64 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).     Énergie nucléaire. O   33   732.11   2 S’il y a lieu, l’IFSN devra soumettre la demande pour préavis aux services spécia- lisés de la Confédération. Elle leur fixera un délai approprié pour répondre.65   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 …66   Art. 7667 Devoir d’information sur les événements et les constats particuliers  concernant la sécurité nucléaire   1 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. 77 Encouragement de la recherche, de l’enseignement et de la formation   1 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.68       65 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).   66 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).   67 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).   68 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).     Énergie nucléaire   34   732.11   Chapitre 7 Dispositions pénales et dispositions finales   Art. 78 Disposition pénale   En vertu de l’art. 93 LENu, sera puni celui qui, intentionnellement ou par négli- gence, contrevient à l’obligation de conserver des documents au sens des art. 20, 27,  al. 2, et 41, al. 3.   Art. 79 Modification des annexes 2 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 recomman- dations de l’Agence internationale de l’énergie atomique.   Art. 80 Abrogation du droit en vigueur   Sont abrogées:   1. l’ordonnance du 11 juillet 1979 réglant la procédure s’appliquant à l’auto- risation générale d’installations atomiques au bénéfice d’une autorisation de  site69;   2. l’ordonnance du 27 novembre 1989 sur les mesures préparatoires70;   3. l’ordonnance atomique du 18 janvier 198471;   4. l’ordonnance du 14 mars 1983 sur la surveillance des installations nucléai- res72.   Art. 81 Modification du droit en vigueur   La modification du droit en vigueur est réglée à l’annexe 7.   Art. 82 Disposition 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. 82a73 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 re- mise 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.       69 [RO 1979 972]  70 [RO 1989 2476]  71 [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]  72 [RO 1983 283]  73 Introduit par le ch. I de l’O du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017    (RO 2017 2829).     Énergie nucléaire. O   35   732.11   Art. 83 Entrée en vigueur   La présente ordonnance entre en vigueur le 1er février 2005.     Énergie nucléaire   36   732.11   Annexe 174  (art. 4)   Définitions   Dans 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 ORaP75;    d. Maintenance: toutes les mesures prises pour conserver ou rétablir l’état sou- haité 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 ré- acteur par les systèmes de refroidissement, afin que pour tous les compo- sants 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 néces- saires 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.       74 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 vi- gueur depuis le 1er janv. 2018 (RO 2017 4261).   75 RS 814.501     Énergie nucléaire. O   37   732.11   Annexe 276  (art. 9, al. 2)   Principes régissant la sûreté d’une installation nucléaire,  des matières nucléaires et des déchets radioactifs   1. 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:     Sicherungs -  zone  B  Sicherungszone D  Sicherungszone C  Protection véhicules  Sicherungsareal  Durchfahrschutzareal  Barrière périmétrique  Barrière D  Barrière C  Barrière B  Zone de  sûreté B  Zone de sûreté D  Zone de sûreté C  Aire de sûreté  Aire de protection véhicules     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.       76 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).     Énergie nucléaire   38   732.11   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 radioactifs   Catégories 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 radioac- tifs      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.      Énergie nucléaire. O   39   732.11   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 atten- tats, d’empêcher l’accès à des personnes non autorisées ou l’enlèvement non autori- sé 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 sur- veillé.   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.     Énergie nucléaire   40   732.11   Annexe 377  (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 règle- ment.   Règlement de radio- protection   Ce règlement définit les tâches de radioprotection incombant au déten- teur 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 géné- rales concernant la sûreté de l’installation nucléaire ainsi que les direc- tives 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 nu- cléaire 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.       77 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).     Énergie nucléaire. O   41   732.11   Spécification tech- nique   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 sur- veillance du vieillis- sement   Ce programme décrit l’état et la surveillance des composants méca- niques 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 situa- tion 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 quanti- té inadmissible.   APS à jour, spéci- fique de la centrale   Pour une centrale nucléaire, l’APS à jour, spécifique de l’installation,  comprend en particulier, pour tous les états de fonctionnement détermi- nants:  a. une analyse probabiliste des défaillances visées à l’art. 8 imputables   à un événement interne ou externe et au cours desquelles des subs- tances radioactives risquent d’être libérées;   b. une évaluation quantitative des mesures empêchant de telles défail- lances;   c. une évaluation quantitative du risque de relâchement de substances  radioactives en quantités dangereuses (risque de relâchement).   Descriptions tech- niques   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 surve- nus et les contacts établis avec des services externes.     Énergie nucléaire   42   732.11   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 circula- tion 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   G2  B2 et B3  pour le 1er    S2 pour SA M2 pour E2 U2  P2     Énergie nucléaire. O   43   732.11   Domaines   Demande   G R B S M E U D P   resp. permis pour  les spécifications  du dimension- nement   élément de  bâtiment   MA   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        Énergie nucléaire   44   732.11   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 cons- truire  Concept de  l’installation  Spécifications du   risque  Plans d’implantation  de l’installation com- plète  Ensembles de régle- mentation applicables  Concept maintenance  et surveillance vieillis- sement   Plans de construction  et d’implantation des  bâtiments et des équi- pements principaux  Spécification des  conditions alentour  Programmes de gestion  de la qualité des princi- paux fournisseurs   Programmes de mise  en service   Rapport sur  l’assurance de la  qualité dans la cons- truction 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 provi- soire   Analyse de sécurité définitive Évaluation de la mise en  service nucléaire   Dimensionnement des  éléments combustibles  Dimensionnement  provisoire du cœur  Définition des défail- lances et des valeurs- limites de sécurité   Définition des condi- tions générales impor- tantes,  Analyse des états de  fonctionnement et des  défaillances détermi- nant le dimensionne- ment et de leurs effets  sur l’installation et   alentour   Hypothèses, modèles  de calcul concernant le  comportement des  substances radioactives  Analyse des défail- lances et de leurs  conséquences  Analyses de défail- lances; spécifications  techniques  Programmes de mise en  service  Dimensionnement  définitif du coeur   Évaluation des essais  de mise en service et  des résultats          Énergie nucléaire. O   45   732.11   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 dimensionne- ment  Exigences applicables  aux écrans de protec- tion   Spécifications/ critères  dimensionnement  Hypothèses de sollicita- tion  Modèle ossature/  statique générale  Dimensions   principales  Spectres de comporte- ment par   étage  Exigences: imperméa- bilité, 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 mainte- nance       S    Technique des systèmes   S1 S2 S3 S4   Concepts des systèmes Conception Exécution Mise en service   Classification et con- cepts des systèmes  Spécifications provi- soires des systèmes  Plans de connexion  des systèmes  Schémas de fonction- nement  Liste composants  mécaniques et élec- triques  Évaluation sécurité si  modification de  l’installation   Spécifications défini- tives des systèmes y c.  données techniques  Plans aménagement  Plans connexion sys- tèmes  Schémas fonctionne- ment  Liste composants  mécaniques   Descriptions sys- tèmes y c. analyse  interactions  Schémas logiques  Liste composants  électriques   Prescriptions essais de  réception  Résultats tests sys- tèmes  Prescriptions/examens  périodiques de fonc- tionnement des  systèmes et compo- sants  Plans définitifs de  connexion des sys- tèmes et schémas de  fonctionnement         Énergie nucléaire   46   732.11   M    Mécanique   M1 M2 M3 M4   Bases dimensionnement Dimensionnement Exécution Mise en service et dos- siers établis   Systèmes de réglemen- tation et prescriptions  construction   applicables  Détail construction   Matériaux choisis pour  les principaux compo- sants   Spécifications dimen- sionnement  Vue d’ensemble des  composants importants  pour la sécurité  Programmes pour  preuves ou qualifica- tions spéciales   Construction et produc- tion: docu- ments/autoexamen  préalable par le fabri- cant des composants  importants/sécurité  Programme examen  initial   Résultats tests spé- ciaux 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 mainte- nance      E    Électrotechnique et contrôle-commande   E1 E2 E3 E4   Bases équipements élec- triques   Conception Justificatifs exécution Mise en service et docu- mentation   Technique applicable  pour composants  principaux et contrôle- commande  Attribution à un circuit  Bases de conception  des composants 1E  Systèmes de réglemen- tation applicables,  Procédure qualification  pièces isolées et de  série   Spécifications et  fiches de données   Prescriptions/ qualifica- tions   Résultats des qualifica- tions  Programmes-tests pour  mise en service de  composants spéciaux   Résultats des tests,   Dossier technique,  Rapport sur  l’assurance de la  qualité   Programmes mainte- nance        Énergie nucléaire. O   47   732.11   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 docu- mentation   Concepts pour: zones  radiologiques, écran  de protection, surveil- lance alentours, surveil- lance de l’espace, du  système et des émis- sions, protection  d’urgence, eaux usées,  Procédé conditionne- ment déchets   Entreposage des dé- chets   Spécifications dimen- sionnement   Éval. dose collective  exploitation, tests  périodiques, révisions      PV d’examen et de  réception   Résultats des tests  spéciaux  Formation et perfec- tionnement du person- nel de surveillance   Programmes  d’exploitation, de  contrôle et d’entretien       D    Sûreté   D1 D2 D3 D4   Bases de conception (Con- cept sûreté)   Spécifications dimensionne- ment (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 construc- tion, 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, organi- sation sûreté (conduite  et communication,  équipement et arme- ment)  Concept formation et  perfectionnement.   Spécifications  (plans constr. et dispo- sition bâtiments, péné- trations emplacement  des conduites et des  câbles, aération,  moyens de communica- tion, schémas de  fonctionnement et  déroulements, alimenta- tion en énergie, certifi- cats contrôle)  Règlement de sûreté   Cahiers des charges du  personnel de sûreté   Plans d’exécution  Prescriptions pour  mise en service   Vérification fonction- nement puis réception  des équipements de  sûreté  PV de contrôle et de  réception  Formation de la garde  d’entreprise  Intégration rapport  sûreté          Énergie nucléaire   48   732.11   P    Organisation de l’exploitation (personnel)   P1 P2 P3 P4   Concept de l’organisation et  des interventions du person- nel   Organisation Justificatif de qualification Règles pour l’exploitation  en continu   Organigramme  Effectif du personnel  Formation et mise à  l’œuvre du person- nel pendant la construc- tion  Plan de formation et  de perfectionnement  professionnel   Règles concernant  l’organisation  Cahiers des charges  Programme de forma- tion pour la mise en  service  Documents  d’exploitation, règle- ments 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 fonctionne- ment en continu     3. Classification de sécurité   3.1 Classes 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 refroidisse- ment du réacteur jusques et y compris à la deuxième soupape de fermeture,  dont la défaillance peut entraîner une fuite irrépressible de liquide de refroi- dissement primaire;   b. Classe de sécurité 2: équipements des systèmes exerçant une fonction de sé- curité 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 auxi- liaires) aux fonctions de sécurité ou qui sont importants pour la sécurité;   d. Classe de sécurité 4: équipements contenant ou pouvant contenir de la ra- dioactivité et qui servent à retenir, traiter ou entreposer des substances ra- dioactives 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.     Énergie nucléaire. O   49   732.11   3.2 Classes 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 sé- curité (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.    3.3 Classes 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.     Énergie nucléaire   50   732.11   Annexe 578  (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 interven- tions 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 tri- mestre.   Trimestre       78 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).     Énergie nucléaire. O   51   732.11   Rapport Contenu/délai de remise Périodicité   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 tri- mestre.   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 révi- sion 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 révi- sion de  l’installation   Rapport de révision  Physique   Rapport des centrales nucléaires, avec les résultats et  l’appréciation des mesurages de la physique du réac- teur 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 révi- sion de  l’installation   Rapport dosimétrie Rapport des centrales nucléaires contenant des indica- tions sur les doses collectives, la répartition des doses,  les doses personnelles et les doses collectives spéci- fiques d’une activité.   À rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.   Année civile     Énergie nucléaire   52   732.11   Rapport Contenu/délai de remise Périodicité   Rapport sur la sur- veillance des alen- tours   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 trimes- triel.   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 réexa- men complet de la  sécurité approfondie   Rapport des centrales nucléaires sur le réexamen  périodique de la sécurité, ses résultats et son apprécia- tion.   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 désigna- tion du composant affecté.   À rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.   Année civile   Liste des modifica- tions 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     Énergie nucléaire. O   53   732.11   Annexe 679  (art. 21 et 38)   Rapports sur les événements et les constats dans le domaine de  la sécurité   A. Rapport d’événement et rapport sur les mesures consécutives    Rapport Contenu Périodicité   Rapport  d’événement   Rapport sur des événements survenus et sur les cons- tats effectués avec le contenu suivant:  a. classification selon les critères ci-dessous, résumé   de l’événement ou du constat et conclusions ac- tuelles;   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 consécu- tives   Rapport sur des événements survenus et sur des cons- tats 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 constats   1. 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 obliga- toirement 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.       79 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).     Énergie nucléaire   54   732.11   Classe Critères   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 impor- tante de l’inventaire du coeur du réacteur, généra- lement 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 radio- logique, 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 radio- logique, 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.     Énergie nucléaire. O   55   732.11   Niveau Description Critères   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 sup- plémentaire des équipements de sécurité pourrait  entraîner un accident, ou situation où des équipe- ments 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 cor- riger encore des erreurs supplémentaires. Événe- ment ou constat de niveau 1, mais avec des ca- rences non négligeables dans l’organisation ou sur  le plan de la culture de la sécurité.   – Événement à l’origine d’une irradiation du person- nel dépassant la limite admissible de la dose an- nuelle. 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 négli- geables dans l’organisation ou sur le plan de la cul- ture 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 appro- priées.   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.       Énergie nucléaire   56   732.11   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 (pre- mière informa- tion)   de suite de suite de suite 24 heures1 de suite2   Confirmation  écrite de la  notification   dans le cadre  de l’organi- sation  d’urgence de  l’IFSN   dans le cadre  de l’organi- sation  d’urgence de  l’IFSN   dans le cadre  de l’organi- sation  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 men- suel3   Rapport sur les  mesures consécu- tives   selon les  besoins   selon les  besoins   30 jours 30 jours Rapport men- suel3   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.      Énergie nucléaire. O   57   732.11   Annexe 7  (art. 81)   Modification du droit en vigueur   Les ordonnances mentionnées ci-après sont modifiées comme suit:   …80       80 Les mod. peuvent être consultées au RO 2005 601.     Énergie nucléaire   58   732.11       	Chapitre 1 Dispositions générales 	Art. 1  Matières nucléaires 	Art. 2 Installations nucléaires 	Art. 3 Courtage 	Art. 4 Définitions 	Art. 5 Plan sectoriel des dépôts en couches géologiques profondes 	Art. 6  Autorités de surveillance  	Chapitre 2 Principes de la sécurité nucléaire et de la sûreté 	Art. 7 Exigences pour la sécurité nucléaire 	Art. 8 Exigences pour la protection contre les défaillances 	Art. 9 Exigences pour la sûreté 	Art. 10 Principes régissant la conception d’une centrale nucléaire 	Art. 11 Principes régissant la conception d’un dépôt en couches géologiques profondes 	Art. 12 Principes régissant la conception des autres installations nucléaires  	Chapitre 3 Articles nucléaires 	Art. 13 Compétence 	Art. 14  Procédure d’autorisation d’exporter et de faire le courtage des matières nucléaires et de technologies concernant des matières nucléaires 	Art. 15 Demande d’autorisation; pièces à joindre 	Art. 16 Enquête préalable 	Art. 17  Représentations diplomatiques ou consulaires, organisations internationales, entrepôts douaniers, dépôts francs sous douane et enclaves douanières 	Art. 18 Durée de la validité de l’autorisation 	Art. 19 	Art. 20 Conservation des pièces 	Art. 21 Devoir de notification  	Chapitre 4 Installations nucléaires 	Section 1 Autorisation générale 	Art. 22 Installations nucléaires à faible potentiel de risque 	Art. 23 Demande d’autorisation générale  	Section 2 Autorisation de construire et réalisation du projet 	Art. 24 Demande d’autorisation de construire 	Art. 25 Programme de gestion de la qualité 	Art. 26 Permis d’exécution 	Art. 27 Dossier de construction  	Section 3 Autorisation d’exploiter 	Art. 28 Demande d’autorisation d’exploiter 	Art. 29 Permis d’exécution 	Art. 30 Exigences concernant l’organisation 	Art. 31 Système de gestion de la qualité de l’exploitation  	Section 4 Exploitation 	Art. 32 Maintenance 	Art. 33 Appréciations systématiques de la sécurité et de la sûreté 	Art. 34  Réexamen approfondi de la sécurité des centrales nucléaires 	Art. 34a  Justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme 	Art. 35 Surveillance du vieillissement 	Art. 36 État de la science et de la technique et retour d’expérience d’installations comparables 	Art. 37 Rapports périodiques 	Art. 38  Devoir de notification dans le domaine de la sécurité 	Art. 39  Devoir de notification dans le domaine de la sûreté 	Art. 40 Modifications nécessitant un permis d’exécution 	Art. 41 Documents 	Art. 42 Mise à jour du plan de désaffectation ou du projet de fermeture 	Art. 43 Arrêt d’une centrale nucléaire 	Art. 44  Critères de la mise hors service provisoire et du rééquipement d’une centrale nucléaire  	Section 5 Désaffectation 	Art. 45 Dossier du projet 	Art. 46 Décision 	Art. 47 Permis d’exécution 	Art. 48  Rapports sur la désaffectation 	Art. 49 Devoir de notification   	Chapitre 5 Déchets radioactifs 	Section 1 Généralités 	Art. 50 Minimisation des quantités de déchets radioactifs 	Art. 51 Catégories de déchets radioactifs 	Art. 51a  Exception à l’obligation d’évacuation 	Art. 52 Programme de gestion des déchets  	Section 2 Libération et conditionnement 	Art. 53 Libération de matières 	Art. 54 Conditionnement  	Section 3 Manipulation des déchets radioactifs 	Art. 55 Compétence 	Art. 56 Demande d’autorisation; pièces à joindre 	Art. 57 Enquête préalable, durée de la validité de l’autorisation, conservation des pièces et notification obligatoire  	Section 4 Études géologiques 	Art. 58 Demande 	Art. 59 Programme des investigations 	Art. 60 Rapport géologique 	Art. 61 Exceptions  	Section 5 Dispositions spéciales concernant le stockage en couches géologiques profondes 	Art. 62 Demande d’autorisation générale 	Art. 63 Critères d’aptitude 	Art. 64 Éléments d’un dépôt en couches géologiques profondes 	Art. 65 Zones expérimentales 	Art. 66 Dépôt pilote 	Art. 67 Comblement 	Art. 68 Phase d’observation 	Art. 69 Fermeture 	Art. 70 Zone de protection 	Art. 71 Dossier 	Art. 72 Utilisation des données géologiques   	Chapitre 6 Procédure, information et encouragement 	Art. 73  Préavis de l’IFSN 	Art. 74 Délais de traitement 	Art. 75 Procédure d’octroi des permis d’exécution et des approbations de types ou individuelles 	Art. 76  Devoir d’information sur les événements et les constats particuliers concernant la sécurité nucléaire 	Art. 77 Encouragement de la recherche, de l’enseignement et de la formation  	Chapitre 7 Dispositions pénales et dispositions finales 	Art. 78 Disposition pénale 	Art. 79 Modification des annexes 2 et 6 	Art. 80 Abrogation du droit en vigueur 	Art. 81 Modification du droit en vigueur 	Art. 82 Disposition transitoire 	Art. 82a  Disposition transitoire relative à la modification du 26 avril 2017 	Art. 83 Entrée en vigueur  	Annexe 1 	Définitions  	Annexe 2 	Principes régissant la sûreté d’une installation nucléaire, des matières nucléaires et des déchets radioactifs 	1. Sûreté d’une installation nucléaire 	2. Sûreté des matières nucléaires et des déchets radioactifs 	Catégories de matières nucléaires et de déchets radioactifs 	Catégorie I 	Catégorie II 	Catégorie III    	Annexe 3 	Dossier d’exploitation 	1. Documents organisationnels 	2. Documents techniques 	3. Relevés d’exploitation   	Annexe 4 	Dossiers pour les autorisations et les permis d’exécution, classification de sécurité 	Légende du tableau au ch. 1 	1. Documents à fournir selon le type de demande et le domaine 	2. Documents à présenter, par domaine 	3. Classification de sécurité 	3.1 Classes de sécurité (SK) 	3.2 Classes sismiques (EK) 	3.3 Classes de structures nucléaires (BK)    	Annexe 5 	Rapports périodiques  	Annexe 6 	Rapports sur les événements et les constats dans le domaine de la sécurité 	A. Rapport d’événement et rapport sur les mesures consécutives 	B. Classification des événements et des constats 	1. Classification 	2. Classification selon l’échelle internationale INES de l’AIEA 	3. Évaluation de l’intérêt public    	Annexe 7 	Modification du droit en vigueur