AS 2005 601

Ordonnance sur l'énergie nucléaire

Ordonnance sur l’énergie nucléaire (OENu)

du 10 décembre 2004

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. 1 Matières nucléaires

1 Sont réputées matières nucléaires:

a. les matières brutes suivantes:

1. l’uranium naturel, à savoir l’uranium présentant le mélange isotopique

constaté dans la nature,

2. l’uranium appauvri, à savoir l’uranium présentant une proportion plus

faible d’uranium 235 que l’uranium naturel,

4. les substances contenant les matières susmentionnées sous une forme

quelconque; b. les matières fissiles spéciales suivantes:

4. l’uranium enrichi, à savoir l’uranium dans lequel la proportion

d’uranium 233, d’uranium 235 ou de ces deux isotopes réunis est plus élevée que celle d’uranium 235 dans l’uranium naturel,

5. Les substances contenant les matières susmentionnées sous une forme

quelconque.

RS 732.11 1 RS 732.1; RO 2004 4719 5391

2004-2217 601

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2 Ne sont pas réputées matières nucléaires:

a. les minerais d’uranium et de thorium; b. les matières brutes ne servant pas à la production d’énergie par fission du noyau, en particulier celles qui sont utilisées pour des analyses ou pour des mesurages, pour des écrans protecteurs ou pour la fabrication de produits industriels, ainsi que ces produits eux-mêmes; c. les matières fissiles spéciales jusqu’à un poids de 15 g.

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. 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.

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. 6 Autorités de surveillance

1 La Division prinicpale de la sécurité des installations nucléaires (DSN) est

l’autorité chargée de surveiller l’application de la LENu dans le domaine de la sécurité nucléaire.

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2 L’office est l’autorité chargée de surveiller l’application de la LENu dans les autres domaines, notamment celui de la sûreté.

3 La DSN coordonne les activités des autorités de surveillance.

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.

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

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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 aux al. 2 et 3 selon la fréquence indiquée à l’art. 94 de l’ordonnance du 22 juin 1994 sur la radioprotection (ORaP)2. Les hypothèses de- vront prévoir une erreur isolée qui viendra s’ajouter à l’événement déclencheur. On devra démontrer que les limites des doses visées à l’art. 94 al. 2 à 5 ORaP peuvent être respectées. 5 Par une analyse probabiliste, on devra montrer que le critère énoncé à l’art. 24 al. 1 let. b peut être respecté. Les mesures préventives ou destinées à atténuer les effets néfastes visés à l’art. 7 let. d pourront alors être prises en compte. 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 protec- tion 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

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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; 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 na- ture à en atténuer les conséquences. 2 La DSN est chargée de régler dans des directives les principes de la conception et qui sont spécifiques aux réacteurs à eau légère.

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.

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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 La DSN est chargée de régler dans des directives les principes de la conception du dimensionnement qui sont spécifiques aux dépôts en couches géologiques profon- des.

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 La DSN est chargée de régler au besoin dans des directives les principes de la

conception et du dimensionnement qui sont spécifiques à certains types d’installa- tions nucléaires.

Chapitre 3 Articles nucléaires

Art. 13 Compétence L’office est compétent pour octroyer: a. les autorisations de manipuler des matières nucléaires; b. l’approbation de la convention réglant la reprise de déchets radioactifs ou d’éléments combustibles usés, visés à l’art. 9 let. d LENu.

Art. 14 Autorisation d’exporter et de faire le courtage de technologies 1 Une autorisation est nécessaire pour exporter et faire le courtage de technologies concernant des matières nucléaires.

2 L’office octroie ces autorisations.

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Art. 15 Demande d’autorisation; pièces à joindre 1 La demande d’autorisation de transporter, d’importer, d’exporter ou de faire transi- ter des matières nucléaires doit être faite conjointement par l’expéditeur, le destina- taire, le transporteur et 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 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. 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:

3. les lieux de départ et de destination ou bien, si le requérant ne les

connaît pas au moment de la demande, le lieu d’exécution; b. pour la technologie: les indications mentionnées à l’al. 2 let. c à f, par analo- gie, ainsi que sur la forme et le contenu de la technologie concernée. 4 A 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 A 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.

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

Art. 17 Représentations diplomatiques ou consulaires, organisations internationales, entrepôts douaniers et enclaves douanières Les livraisons en provenance ou à destination de représentations diplomatiques ou consulaires, d’organisations internationales et d’entrepôts douaniers ou d’enclaves douanières sont assimilées aux importations ou aux exportations.

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. 19 Demande d’exporter ayant une portée fondamentale

1 Si une demande d’exporter est d’une portée fondamentale, notamment politique,

l’office en décide, après avoir obtenu l’accord des services compétents du Départe- ment fédéral des affaires étrangères, du Département fédéral de l’économie, du Département fédéral de la défense, de la protection de la population et des sports, et après avoir consulté le Département fédéral de justice et police.

2 Faute d’unanimité, le Conseil fédéral décide sur proposition du département.

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 la DSN notamment les événements et les constats suivants, qui concernent la sécurité du transport de matières nucléai- res: 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’office les événements et les constats suivants, qui concernent la sûreté: a. les actes de sabotage et les tentatives de sabotage; b. les menaces d’attentat à la bombe;

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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 la DSN ou à l’office sur chaque événement ou constat. Les rapports à la DSN doivent répondre aux exigences de l’annexe 6. Les rapports à l’office doivent être présentés dans les 30 jours et classifiés.

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 l’art. 8 al. 2 et 3 dont il résulte une dose de plus de 1 mSv pour les personnes non exposées aux radiations dans l’exercice de leur profession, ne dépasse pas 10–6 par année; de plus, dans un entrepôt ou dans un dépôt en couches géologiques profondes, la somme des activités des nucléides à stocker ne doit pas dépasser 1013LE au sens de l’annexe 3, colonne 9, OraP3. 2 La DSN est chargée de régler dans des directives la méthode et les standards de l’analyse de défaillances requise par l’al. 1.

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:

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’installa- tion.

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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. en outre, pour la construction d’une nouvelle centrale nucléaire, que la fré- quence moyenne des dommages au cœur en cas de défaillance au sens de l’art. 8 ne dépasse pas 10-5 par année; c. et pour les installations nucléaires à faible potentiel de risque, que les exi- gences mentionnées l’art. 22 sont remplies.

2 A cet effet, il doit fournir les pièces suivantes:

a. les documents pour obtenir l’autorisation de construire mentionnés à l’annexe 4; b. le rapport d’impact sur l’environnement; c. le rapport relatif à la concordance avec l’aménagement du territoire; d. le programme de gestion de la qualité pour les phases d’élaboration et d’exécution du projet; e. le concept de protection en cas d’urgence; f. le plan de désaffectation ou le projet de phase d’observation et le plan de fermeture; g. le rapport sur la conformité du projet avec l’autorisation générale. 3 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le genre, le contenu, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

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 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le détail des exigences auxquelles doit répondre le programme de gestion de la qualité.

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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, les autorités de surveil- lance accordent des permis pour: 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. 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 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le genre, le contenu, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

Art. 27 Dossier de construction 1 Le détenteur de l’autorisation doit consigner au fur et à mesure tous les actes relatifs à la construction des bâtiments ainsi qu’à fabrication et au montage des équipements techniques, de même que les contrôles et examens accomplis, de manière à garantir la traçabilité. 2 Il doit conserver le dossier en lieu sûr jusqu’à l’issue de la désaffectation, 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 A l’issue de la désaffectation, le détenteur de l’autorisation doit remettre le dossier aux autorités de surveillance, respectivement au département après la fermeture ou au terme du délai de surveillance. 5 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives les exigen- ces auxquelles doivent satisfaire le dossier de la construction et sa conservation.

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;

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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 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le genre, le contenu, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

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 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le genre, le contenu, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

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.

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2 Le détenteur de l’autorisation doit répartir le personnel entre un nombre d’unités organisationnelles qui ne sera pas trop élevé, conduites chacune par un chef. Tout cadre devra avoir un remplaçant désigné. 3 Il doit mettre en place un organe qui analysera les événements et les constats ayant pour origine des facteurs humains, proposera des mesures et en surveillera la mise en œuvre. 4 Il doit désigner, pour assurer l’exploitation technique de l’installation nucléaire, un poste qu’il dotera des compétences et des moyens nécessaires et qu’il chargera d’assumer la responsabilité des décisions prises pour assurer la sécurité et la sûreté. 5 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le détail des exigences auxquelles doit satisfaire l’organisation.

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 exécuter les mesures prévues, notamment: a. l’entretien; b. les examens non destructifs récurrents; c. les essais de fonctionnement récurrents. 2 En cas d’écart par rapport à l’état prévu, il doit accomplir les travaux de remise en état. 3 La maintenance doit être effectuée par du personnel qualifié, qui utilisera les procédés agrées et le matériel approprié. 4 Le détenteur de l’autorisation doit consigner les résultats de la maintenance et les évaluer régulièrement. Au besoin, il doit compléter les programmes.

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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 sécurité, et la chimie des eaux; c. de la radioprotection et des déchets radioactifs; d. de l’organisation et du personnel; e. de la planification d’urgence; f. des critères visés à l’art. 44, al. 1.

2 Il doit établir des appréciations systématiques:

a. du concept de sûreté; b. des mesures de sûreté. 3 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives les exigen- ces auxquelles doivent répondre les appréciations systématiques de la sécurité et de la sûreté.

Art. 34 Réexamen approfondi de la sécurité des centrales nucléaires 1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter une centrale nucléaire doit effectuer un réexamen approfondi de la sécurité (réexamen périodique de la sécurité, RPS) tous les dix ans.

2 A cet effet, il doit exposer et évaluer:

a. le plan de sécurité; b. la conduite de l’exploitation et le comportement de l’installation; c. l’analyse déterministe de la sécurité; d. l’analyse probabiliste de la sécurité; e. l’évaluation globale du niveau de la sécurité; f. l’organisation et le personnel. 3 La DSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences auxquelles doit répondre le RPS.

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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 surveillance du vieillissement de l’installation et mettre périodiquement à jour ce programme, selon l’état de l’installation. 4 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives les métho- des de la surveillance du vieillissement et jusqu’où cette surveillance doit aller.

Art. 36 Etat 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 sécuri- té 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 aux autorités de surveillance des rap- ports évaluant l’état et de l’exploitation de l’installation, conformément à l’annexe 5. 2 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le genre, la teneur, la présentation et le nombre des rapports à remettre.

Art. 38 Devoir de notification dans le domaine de la sécurité 1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit notifier à la DSN, 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;

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c. les travaux impliquant une dose collective probable supérieure à 50 mSv; d. les rejets radioactifs dans l’environnement programmés mais inhabituels; e. le renouvellement du charbon actif dans les filtres d’urgence de l’aération; f. la planification et l’exécution des exercices d’urgence; g. les essais effectués sur des systèmes ou des composants qui comptent pour la sécurité.

2 Il doit annoncer aux autorités de surveillance 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 la DSN les événements et les constats suivants:

a. les événements qui compromettent la sécurité ou qui peuvent la compromet- tre; 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 la DSN les rapports requis par l’annexe 6 sur tout événe- ment ou constat. 5 La DSN 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. 39 Devoir de notification dans le domaine de la sûreté 1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit notifier à l’office avant de les exécuter en particulier les activités suivantes: a. toute modification des bâtiments ou de l’installation ou toute nouvelle contruction pour lesquelles un permis d’exécution est demandé à la DSN; 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’office 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(s); 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;

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

f. les autres événements survenus dans l’installation nucléaire ou aux alentours et qui sont imputables à des actes illicites ou qui en sont l’indice; g. les autres événements et constats portant atteinte à la sûreté ou pouvant y porter atteinte. 3 Il doit fournir un rapport à l’office 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 sécurite 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 com-

bustibles et des barres de commande;

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:

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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

4 S’il demande une modification des spécifications techniques, le requérant doit en outre exposer la méthode et les critères techniques auxquels il s’est référé pour évaluer les effets que cette modification aura sur la sécurité de l’installation. 5 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le genre, la teneur, la présentation et le nombre des pièces à fournir.

Art. 41 Documents 1 Le détenteur de l’autorisation doit tenir à jour, pendant toute la durée de l’exploita- tion de l’installation nucléaire et jusqu’à l’issue de la désaffectation ou jusqu’à la fermeture, les documents techniques et organisationnels correspondants, conformé- ment 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 aux autorités de surveillance; après la fermeture ou au terme de la période de surveillance, il doit les remettre au département. 5 Les autorités de surveillance sont chargées de régler dans des directives le détail des exigences concernant les documents et leur conservation.

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

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Art. 44 Critères de la mise hors service provisoire et du rééquipement d’un réacteur nucléaire 1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit arrêter le réacteur nucléaire et procéder à son rééquipement lorsqu’un ou plusieurs des critères techniques suivants sont remplis: a. il ressort des événements ou des constats que le refroidissement du cœur du réacteur après une défaillance visée à l’art. 8 n’est plus assuré; b. il ressort des événements ou des constats que l’intégrité du circuit primaire n’est plus assurée; c. il ressort des événements ou des constats que l’intégrité du confinement n’est plus assurée. 2 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 néces- saires à cet effet, notamment la saisie de l’état radiologique de l’installa- tion, le démontage, le découpage et la décontamination des équipements, la décontamination et la démolition des bâtiments; c. le procédé pour séparer les déchets radioactifs de ceux qui ne le sont pas et l’évacuation des premiers; d. les mesures destinées à assurer la radioprotection du personnel et à éviter le rejet de substances radioactives dans l’environnement; e. les mesures de sûreté; f. des considérations sur les défaillances, notamment la détermination des défaillances possibles au cours de la désaffectation, l’évaluation de la 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;

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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 visée à l’art. 46 règle l’obligation d’obtenir un permis d’exécution notamment pour chacune des activités suivantes: a. le procédé utilisé pour le mesurage de libération des matières; b. le conditionnement des déchets radioactifs; c. la démolition des bâtiments reconnus non-actifs après leur décontamination; d. la réutilisation non-nucléaire de certaines parties de l’installation avant la fin de la désaffectation; e. la levée des mesures de sûreté; f. de plus, lors de la désaffectation d’une centrale nucléaire, le démontage de la cuve de pression du réacteur et des parties du bâtiment qui l’entourent.

Art. 48 Rapports sur la désaffectation Quiconque est chargé de désaffecter une installation nucléaire doit présenter aux autorités de surveillance 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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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. A 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 materiels 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:

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.

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;

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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 La DSN et l’office sont compétents pour vérifier le programme de gestion des

déchets et surveiller son application.

Section 2 Libération et conditionnement

Art. 53 Libération de matières

1 Quiconque entend retirer des matières considérées comme inactives 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.

2 Si la libération concerne des matières d’un poids supérieur à 1 tonne ou d’un

volume supérieur à 1 m3, la DSN doit en être informée au moins 10 jours avant le transport de ces matières hors de l’installation nucléaire; les documents appropriés devront lui être remis en même temps. 3 La DSN est chargée de régler dans des directives les exigences détaillées auxquel- les doivent répondre le mesurage de libération des matières et la manière dont elle doit être informée.

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 adressée à la DSN avant toute fabrication d’un colis de déchets conditionnés. La DSN délivre l’approbation. 5 A 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;

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

c. l’assurance de la qualité; d. le dossier établi. 6 La DSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences relatives au conditionnement et aux dossiers de demande.

Section 3 Manipulation des déchets radioactifs

Art. 55 Compétence 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.

Art. 56 Demande d’autorisation; pièces à joindre 1 La demande d’autorisation de transporter, d’importer, d’exporter ou de faire transi- ter de déchets radioactifs doit être faite conjointement par l’expéditeur, par le desti- nataire, 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.

Section 4 Etudes 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;

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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 investigation 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 mesurage de sources, les levés piézométriques peu profonds et les essais de marquage; d. le mesurage des gaz naturels. 2 Les autorisations requises éventuellement par le droit cantonal ou par le droit fédéral pour effectuer ces activités sont réservées.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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’apitude 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 Eléments 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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Art. 66 Dépôt pilote

1 Le dépôt pilote sert à surveiller le comportement des déchets, du matériau de

comblement et de la roche d’accueil jusqu’à la fin de la phase d’observation. La surveillance qui y est exercée doit livrer des données de nature à confirmer le justifi- catif de sécurité en vue de la fermeture. 2 Les résultats de la surveillance doivent être applicables à ce qui se passe dans le dépôt principal. Ils servent à prendre la décision de fermer le dépôt. 3 Lors de la phase de conception du dépôt pilote, doivent être respectés les principes suivants: a. les conditions géologiques et hydrogéologiques doivent être comparables avec celles qui règnent dans le dépôt principal; b. le dépôt pilote doit être séparé du dépôt principal dans l’espace et au plan hydraulique; c. le mode de construction du dépôt pilote, l’emmagasinage des déchets et le comblement doivent être les mêmes que ceux du dépôt principal; d. le dépôt pilote doit contenir une quantité réduite mais représentative de déchets.

Art. 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;

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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;

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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. 73 Préavis des autorités de surveillance Les autorités de surveillance se prononcent 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.

2 S’il y a lieu, les autorités de surveillance devront soumettre la demande pour

préavis aux services spécialisés de la Confédération. Elles leur fixeront un délai approprié pour répondre.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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 Lorsqu’une autorité de surveillance accorde un permis touchant le domaine d’acti- vité d’une autre autorité de surveillance, elle demande l’approbation de cette der- nière.

Art. 76 Devoir d’information sur les événements et les constats particuliers concernant la sécurité nucléaire 1 La DSN 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 concéquences radiologiques d’une certaine importance aux alentours de l’installation (événements et constats S au sens de l’annexe 6); b. comptent pour la sécurité mais ont des conséquences radiologiques faibles voire nulles aux alentours (événements et constats A 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, la DSN 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 la DSN.

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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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 site4;

4. l’ordonnance du 14 mars 1983 sur la surveillance des installations nucléai-

res7.

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. 7–12 en se basant sur l’art. 22, al. 2, let. g LENu.

Art. 83 Entrée en vigueur La présente ordonnance entre en vigueur le 1 février 2005.

10 décembre 2004 Au nom du Conseil fédéral suisse:

Le président de la Confédération: Joseph Deiss La chancelière de la Confédération: Annemarie Huber-Hotz

4 RO 1979 972 5 RO 1989 2476 6 RO 1984 209, 1987 546 1484, 1991 1450, 1993 901, 1994 140, 1995 4959, 1996 2243, 1997 2128, 2002 349 7 RO 1983 283

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Annexe 1 (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. Evénement: déroulement erroné, dans l’exploitation d’une installation ou lors d’un transport, pouvant compromettre la sécurité; c. Mesurage de libération: preuve selon laquelle, la radioactivité des matières ayant été mesurée, ces matières ne tombent plus dans le champ d’application de l’ORaP8; 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 réacteur 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’exploita- tion 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: informations spécifiques, non accessibles au public ou ne ser- vant pas à la recherche scientifique fondamentale, sous la forme de la docu- mentation technique ou de l’assistance technique, qui sont nécessaires au développement, à la production ou à l’utilisation.

8 RS 814.501

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Annexe 2 (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:

Protection véhicules Barrière périmétrique

Barrière D

Barrière C

Barrière B Sicherungs - Zone de zone sûreté B B

Sicherungszone C Zone de sûreté C

Sicherungszone D Zone de sûreté D

Sicherungsareal Aire de sûreté Durchfahrschutzareal 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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Dans le cas d’un entrepôt ou d’un dépôt en couches géologiques profondes, l’office décide s’il est possible de renoncer à certaines barrières de sûreté. Tout système de sûreté (centrale de sûreté, loge de portier, etc.) contrôlant l’accès à une zone de sûreté doit être protégé par une barrière offrant la même résistance que la protection de la zone en question. La résistance d’une barrière de sûreté doit être maintenue systématiquement. Les passages doivent donc être équipés d’un sas. Dans les situations exceptionnelles où on devra renoncer à ce principe et supprimer la fonction de sas, des gardes devront sécuriser le passage.

2. Sûreté des matières nucléaires et des déchets radioactifs

Catégories de matières nucléaires et de déchets radioactifs

Matière Forme Catégorie

I II III

1. Plutonium1 non irradié2 2 kg ou plus moins de 2 kg, 500 g ou moins,

mais plus de 500 g mais plus de 15 g

2. Uranium-235 non irradié2

– Uranium 5 kg ou plus moins de 5 kg, 1 kg ou moins, enrichi à 20 % mais plus de 1 kg mais plus de 15 g U235 ou plus – Uranium – 10 kg ou plus moins de 10 kg, enrichi à 10 % mais plus de 1 kg 235 U et plus, mais à moins de 20 % U235 – Uranium – – 10 kg ou plus enrichi au-delà de la teneur naturelle, mais à moins de 10 % U235

3. Uranium-233 non irradié2 2 kg ou plus moins de 2 kg 500 g ou moins,

mais plus de 500 g mais plus de 15 g

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Matière Forme Catégorie

I II III

4. Combustible Uranium appauvri

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

5. Déchets vitrifiés hautement

radioactifs radioactifs

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

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

Catégorie I Les matières de cette catégorie doivent être protégées comme suit de toute utilisation illicite par des systèmes extrêmement sûrs: Leur utilisation et leur stockage seront opérés dans un secteur extrêmement bien protégé, c’est-à-dire protégé d’après les définitions de la catégorie II, dont l’accès est en outre limité à des personnes de confiance, dont la crédibilité a été vérifiée, et qui est surveillé par des gardes qui seront en contact étroit avec les forces d’intervention qu’ils pourront alerter immédiatement en cas d’urgence. Les mesures isolées prises dans ce contexte auront pour but de déceler et d’empêcher les 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 Etats 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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Catégorie III Leur utilisation et leur stockage seront opérés dans un secteur dont l’accès est sur- veillé. Leur transport sera opére 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 Etats 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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Annexe 3 (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 Ces règlements définissent les conditions (organisation, personnel) centrale, règlement d’une exploitation sûre, y compris les critères organisationnels d’arrêt de d’exploitation l’installation.

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

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

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

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

Concept de la culture Ce document expose la manière dont la direction de l’installation nu- de la sécurité 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’autorité de surveillance. Il doit être classifié.

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

Programme Ce programme décrit les inspections récurrentes des composants et des d’inspection systèmes sous pression attribués aux classes de sécurité 1 à 4. en service

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Programme de Ce programme décrit l’état et la surveillance des composants mécani- surveillance du ques et électriques et des bâtiments de l’installation. vieillissement

Prescriptions Ces prescriptions régissent l’exploitation sûre de l’installation en situa- d’exploitation et tion normale et en cas de défaillances visées à l’art. 8. prescriptions en cas de défaillance

Instruments de Ces instruments contribuent à la lutte contre les défaillances au cours décision pour la desquelles des substances radioactives risquent d’être libérées en quan- gestion des accidents tité inadmissible.

APS à jour, Pour une centrale nucléaire, l’APS à jour, spécifique de l’installation, spécifique de la comprend en particulier, pour tous les états de fonctionnement détermi- centrale nants: a. une analyse probabiliste des défaillances visées à l’art. 8 imputables à un événement interne ou externe et au cours desquelles des substan- ces 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 Ces descriptions contiennent en particulier des schémas, des croquis, un techniques 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 Ces inscriptions renseignent sur le déroulement de l’exploitation. Ce d’exploitation 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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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 chiffre 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 Electrotechnique 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 Equipements 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

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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

Domaines G R B S M E U D P Demande

Autorisation de G1 R1/R2 B1 S1 M1 E1 U1 D1 P1 construire resp. permis du con- cept (en cas de modifications)

Premier permis G2 B2 et B3 S2 pour SA M2 pour E2 U2 P2 de construire pour le MA resp. permis 1er élé- pour les spéci- ment de fications du bâtiment dimensionne- ment

Autres permis B2/B3 S2 pour SB D2 de construire si significatif (bâtiment ou pour constr. éléments de éléments de bâtiment) bât.

Permis de M2 pour D3 fabrication MB M3

Permis de S2 pour SB E3 U3 montage S3 pour SA

Autorisation G3 R3 P3 d’exploiter

Permis de mise G4 R4 B4 S4 M4 E4 U4 D4 P4 en service et de marche en puissance ou de l’exploitation continue

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

2. Documents à présenter, par domaine

G Installation complète

G1 G2 G3 G4

Concepts d’installation/ Conception et implantation Dossier requis pour Dossiers de mise en service bases de conception générale l’autorisation d’exploiter et pour l’exploitation continue

Rapport de sécurité Plans de construction Programmes de mise Rapport sur l’assu- pour l’autorisation de et d’implantation des en service rance de la qualité construire bâtiments et des dans la construction APS pour l’auto- équipements princi- et évaluation des risation de construire paux résultats Concept de l’instal- Spécification des Résultats des essais de lation conditions alentour réception et des tests Spécifications du Programmes de nucléaires de mise en risque gestion de la qualité service Plans d’implantation des principaux four- de l’installation nisseurs complète Ensembles de régle- mentation applicables Concept maintenance et surveillance vieil- lissement

R Technique des réacteurs

R1 R2 R3 R4

Bases de conception Analyse de sécurité Analyse de sécurité Evaluation de la mise en provisoire définitive service nucléaire

Dimensionnement Définition des condi- Hypothèses, modèles Evaluation des essais des éléments combus- tions générales de calcul concernant de mise en service et tibles importantes, le comportement des des résultats Dimensionnement Analyse des états de substances radioac- provisoire du cœur fonctionnement et des tives Définition des défail- défaillances détermi- Analyse des défail- lances et des valeurs- nant le dimensionne- lances et de leurs limites de sécurité ment et de leurs effets conséquences sur l’installation et Analyses de défail- alentour lances; spécifications techniques Programmes de mise en service Dimensionnement définitif du coeur

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

B Technique du bâtiment

B1 B2 B3 B4

Bases de conception Dimensionnement des Dimensionnement et Dossier de construction bâtiments exécution des éléments de bâtiments

Classification des Spécifications/ Mesurages détaillés Dossier d’exécution structures critères dimension- statique et justificatif Rapport sur Conversion de la nement tension ou justificatif l’assurance de la spécification du Hypothèses de sollici- force portante et qualité risque en paramètres tation utilité pratique Rapports/surveillance de calcul Modèle ossature/ Détail construction chantier Propriétés du terrain, statique générale Plans de coffrage et Programmes mainte- Concept de protection Dimensions princi- d’armature nance des eaux souterraines pales Examen de la Bases de dimension- Spectres de compor- méthode nement tement par étage Exigences spéciales Exigences applicables Exigences: imper- pour la fabrication aux écrans de protec- méabilité, protection Plans de vérification tion eaux souterraines, de la qualité. drainage, protection/ foudre, protection/ incendie Concept d’attache

S Technique des systèmes

S1 S2 S3 S4

Concepts des systèmes Conception Exécution Mise en service

Classification et Spécifications défini- Descriptions systèmes Prescriptions essais concepts des systèmes tives des systèmes y c. y c. analyse de réception Spécifications provi- données techniques interactions Résultats tests soires des systèmes Plans aménagement Schémas logiques systèmes Plans de connexion Plans connexion Liste composants Prescriptions/examens des systèmes systèmes électriques périodiques de fonc- Schémas de fonction- Schémas fonctionne- tionnement des nement ment systèmes et compo- Liste composants Liste composants sants mécaniques et élec- mécaniques Plans définitifs de triques connexion des systè- Evaluation sécurité mes et schémas de si modification de fonctionnement l’installation

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

M Mécanique

M1 M2 M3 M4

Bases dimensionnement Dimensionnement Exécution Mise en service et dossiers établis

Systèmes de régle- Spécifications dimen- Construction et Résultats tests spé- mentation et prescrip- sionnement production: docu- ciaux de types et de tions construction Vue d’ensemble des ments / autoexamen qualification, applicables composants impor- préalable par le Documents finaux/ Détail construction tants pour la sécurité fabricant des compo- production des Matériaux choisis Programmes pour sants importants/ composants, pour les principaux preuves ou qualifica- sécurité examen initial, composants tions spéciales Programme examen contrôle montage initial final et assurance qualité Analyses de tension Programme contrôles récurrents Rapport surveillance construction Programmes mainte- nance

E Electrotechnique et contrôle-commande

E1 E2 E3 E4

Bases équipements Conception Justificatifs exécution Mise en service et électriques documentation

Technique applicable Spécifications et Résultats des qualifi- Résultats des tests, pour composants fiches de données cations Dossier technique, principaux et Prescriptions/qualifi- Programmes-tests Rapport sur l’assu- contrôle-commande cations pour mise en service rance de la qualité Attribution à un de composants Programmes mainte- circuit spéciaux nance Bases de conception des composants 1E Systèmes de réglementation applicables, Procédure qualifica- tion pièces isolées et de série

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

U Radioprotection, déchets et protection en cas d’urgence

U1 U2 U3 U4

Critères de conception et Dimensionnement des Justificatif exécution Mise en service et Concepts équipements radiologiques documentation

Concepts pour: zones Spécifications dimen- PV d’examen et de Programmes radiologiques, écran sionnement réception d’exploitation, de de protection, surveil- Eval. dose collective Résultats des tests contrôle et d’entretien lance alentours, exploitation, tests spéciaux surveillance de périodiques, révisions Formation et perfec- l’espace, du système tionnement du per- et des émissions, sonnel de surveillance protection d’urgence, eaux usées, Procédé conditionne- ment déchets Entreposage des déchets

D Sûreté

D1 D2 D3 D4

Bases de conception Spécifications dimension- Documents exécution Dossier exploitation (Concept sûreté) nement (pour construc- (pour équipements de (pour la mise en service) tions, systèmes, compo- sûreté) sants)

Analyse de la Spécifications (plans Plans d’exécution Vérification fonction- menace constr. et disposition Prescriptions pour nement puis réception Dossier projet (plan bâtiments, pénétra- mise en service des équipements de situation, plans cons- tions emplacement sûreté truction, programme des conduites et des PV de contrôle et de construction, etc.) câbles, aération, réception Bases pour zones de moyens de communi- Formation de la garde sûreté, emplacement cation, schémas de d’entreprise des barrières de fonctionnement et Intégration rapport sûreté, itinéraires déroulements, alimen- sûreté accès et fuite, mesures tation en énergie, de sûreté pendant la certificats contrôle) construction et pour la Règlement de sûreté période d’exploita- Cahiers des charges tion, organisation du personnel de sûreté sûreté (conduite et communication, équipement et arme- ment) Concept formation et perfectionnement.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

P Organisation de l’exploitation (personnel)

P1 P2 P3 P4

Concept de l’organisation Organisation Justificatif de qualification Règles pour l’exploitation et des interventions du en continu personnel

Organigramme Règles concernant Qualifications du Effectif du personnel Effectif du personnel l’organisation personnel de direction Programmes de Formation et mise à Cahiers des charges astreint à licence en formation et de l’œuvre du personnel Programme de forma- radioprotection et perfectionnement pendant la construc- tion pour la mise en autre personnel pour le fonctionne- tion service ment en continu Plan de formation et Documents d’exploi- de perfectionnement tation, règlements et professionnel déroulements provi- soires

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 sécurité ou qui sont importants pour la sécurité, mais qui ne sont pas attri- bués à la classe de sécurité 1; c. Classe de sécurité 3: équipements des systèmes d’appui (systèmes auxiliai- res) aux fonctions de sécurité ou qui sont importants pour la sécurité; d. Classe de sécurité 4: équipements contenant ou pouvant contenir de la radioactivité et qui servent à retenir, traiter ou entreposer des substances radioactives liquides ou solides, mais qui ne sont pas attribués à l’une des classes de sécurité 1 à 3; e. Equipements 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. Equipements 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. Equipements classés 0E: autres équipements et systèmes électriques pouvant aussi exercer des fonctions ayant de l’importance pour la sécurité.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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 clas- ses 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.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Annexe 5 (art. 37)

Rapports périodiques

Rapport Contenu/délai de remise Périodicité

Rapport annuel Rapport des installations nucléaires avec un résumé et Année civile de sécurité 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 des autorités de surveillance, sur les événements et les constats, sur les modifications apportées à l’installation ainsi que sur les travaux de maintenance. A rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante,.

Rapport annuel Rapport des installations nucléaires contenant les Année civile de sûreté 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 gardien- nage, 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. A rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante,.

Rapport Rapport de l’entrepôt central, des dépôts en couches Trimestre trimestriel 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. A rendre au plus tard la fin du mois qui suit le trimes- tre.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Rapport Contenu/délai de remise Périodicité

Rapport mensuel Rapport des centrales nucléaires sur l’exploitation de Mois 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. A rendre au plus tard la fin du mois qui suit le trimes- tre,.

Rapport de Rapport des centrales nucléaires, avec la description et A chaque révision technique l’appréciation des mesures prises, des résultats et révision de enseignements qui ont été recueillis au cours des l’installation 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.

Rapport de Rapport des centrales nucléaires sur la révision, avec A chaque révision des indications détaillées sur les mesurages de la révision de Radioprotection radioactivité et les enseignements à en tirer, avec une l’installation appréciation de l’exploitant et des propositions de mesures propres à réduire encore les doses. A rendre au plus tard 3 mois après la remise en service de l’installation.

Rapport de Rapport des centrales nucléaires, avec les résultats et A chaque révision l’appréciation des mesurages de la physique du révision de Physique réacteur effectués lors de la remise en marche après la l’installation 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.

Rapport Rapport des centrales nucléaires contenant des indica- Année civile dosimétrie tions sur les doses collectives, la répartition des doses, les doses personnelles et les doses collectives spécifi- ques d’une activité. A rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Rapport Contenu/délai de remise Périodicité

Rapport sur la Rapport des centrales nucléaires, de l’entrepôt central, Trimestre surveillance des des dépôts en couches géologiques profondes et de alentours 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. A rendre au plus tard à la fin du mois qui suit le trimestre en question.

Rapport sur les Rapport des installations nucléaires avec la liste de Année civile sources radioacti- toutes les sources radioactives se trouvant dans ves l’installation. A rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

Rapport sur le Rapport des centrales nucléaires sur le réexamen Tous les 10 ans réexamen complet périodique de la sécurité, ses résultats et son apprécia- de la sécurité tion. approfondie A rendre selon les instructions de l’autorité de surveil- lance.

Données sur Rapport des centrales nucléaires. En cas d’indisponi- Année civile l’indisponibilité bilité de composants importants pour le risque qui ont de systèmes et été pris en compte dans le modèle d’APS, indiquer la de composants date et la durée de l’indisponibilité, avec une brève description de sa cause et la désignation du composant affecté. A rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

Liste des Rapport des centrales nucléaires donnant la liste des Année civile modifications de modifications apportées à l’installation qui pourraient l’installation à jouer un rôle dans l’APS mais n’ont pas encore été prendre en compte prises en compte dans le modèle d’APS. dans l’APS A rendre au plus tard le 1er mars de l’année suivante.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Annexe 6 (art. 21 et 38)

Rapports sur les événements et les constats dans le domaine de la sécurité

Rapport Contenu Périodicité

Rapport d’ événe- Rapport sur des événements survenus et sur les Pour chaque ment constats effectués, qui aura le contenu suivant: événement ou a. classification selon les critères ci-dessous, résumé constat devant de l’événement ou du constat et conclusions actuel- être notifié les; 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.

Rapport sur les Rapport sur des événements survenus et sur des Pour chaque mesures constats effectués, qui aura le contenu suivant: événement ou consécutives a. mesures consécutives; constat devant b. appréciation de l’importance au titre de la sécurité; être notifié c. annexes.

Classification des événements et des constats Il convient de classer les événements et les constats d’après les deux échelles d’appréciation suivantes, selon leurs conséquences en termes de sécurité:

1. Echelle d’appréciation nationale

Evénements et constats S Evénements et constats représentant un danger pour l’installation ou pour le person- nel ou qui entraînent des conséquences radiologiques relativement importantes aux alentours. Evénements et constats A Evénements et constats ayant une certaine importance pour la sécurité mais dont les conséquences radiologiques aux alentours sont faibles ou nulles. Evénements et constats B Evénements et constats de faible importance pour la sécurité. L’exploitant et la DSN les enregistrent et les analysent afin de pouvoir reconnaître rapidement d’éventuels points faibles du système.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Evénements et constats U Evénements et constats d’importance pour l’autorité de surveillance mais qui ne remplissent aucun des critères s’appliquant aux événements ni aux constats des classes S, A et B. L’exploitant et la DSN les enregistrent et les analysent. Evénements et constats Ö Les événements et constats d’intérêt public, perceptibles en-dehors de l’installation sont attribués à la classe Ö en plus de leur classification (S, A, B, U) du point de vue de la sécurité.

2. Echelle d’appréciation internationale selon l’AIEA-INES

On a fixé 7 échelons de gravité décroissante allant de 7 à 1. L’échelon 0 est réservé aux défaillances sans effet sur la sécurité (mais néanmoins dignes d’être notés à ce titre). Les défaillances sans signification radiologique ou nucléaire ne sont pas clas- sifiées (voir INES User’s Manual, AIEA, Vienne 2001)

Niveau Description Critères

7 Accident majeur – Rejet dans le voisinage du site d’une part

importante de l’inventaire du cœur du réacteur, généralement sous la forme d’un mélange de produits de fission radioactifs à courte et longue période (en quantités équivalant, du point de vue radiologique, à plus de 10 000 TBq d’iode-131).

6 Accident grave – Rejet de produits de fission dans le voisinage

du site (en quantités équivalant, du point de vue radiologique, à un rejet de l’ordre de 1000 à

10 000 TBq d’iode-131).

5 Accident entraînant une mise en – Rejet de produits de fission dans le voisinage danger du voisinage du site du site (en quantités équivalant, du point de vue radiologique, à un rejet de l’ordre de 100 à 1000 TBq d’iode-131) – Dommages graves au cœur avec relâchement d’une grande quantité de radioactivité à l’inté- rieur de l’installation

4 Accident sans mise en danger – Rejet supérieur aux valeurs-limites autorisées

significative du voisinage du de substances radioactives dans le voisinage du site site, entraînant, pour l’individu le plus exposé, une dose de quelques millisieverts. – Avarie partielle du cœur du réacteur due à des effets mécaniques et/ou à une fusion. – Irradiation du personnel ayant pour effet pro- bable un décès à court terme.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

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 quel- ques dixièmes de millisievert. – Irradiation du personnel assez forte pour qu’il faille s’attendre à des effets aigus sur la santé des travailleurs. Niveau élevé de contamination dans l’installation. – Défaillance à la suite de laquelle une panne supplémentaire des équipements de sécurité pourrait entraîner un accident, ou situation où des équipements de sécurité ne pourraient pas empêcher un accident si certains événements se produisaient.

2 Incident – Evénement ou constat accompagné de défail-

lances majeures de certains équipements de sé- curité, mais avec des mesures préventives suffi- santes pour corriger encore des erreurs supplémentaires. Evénement ou constat de ni- veau 1, mais avec des carences non négligea- bles dans l’organisation ou sur le plan de la culture de la sécurité. – Evénement à l’origine d’une irradiation du personnel dépassant la limite admissible de la dose annuelle. Dispersion significative de ra- dioactivité dans l’installation, dépassant les li- mites 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. Evénement ou constat sans im- portance directe pour la sécurité, mais avec des carences non négligeables dans l’organisation ou sur le plan de la culture de la sécurité.

0 Evénements et constats sans – Evénements et constats ne sortant pas des

signification pour la sécurité valeurs-limites et conditions fixées à l’exploitation et qui n’exigent que l’application des procédures appropriées. Exemples: Défaillance unique dans un système redondant, constatée lors des contrôles périodi- ques. Arrêt automatique du réacteur, suivi du comportement normal de l’installation. Fuites ne dépassant pas les limites des conditions d’exploi- tation. Tous ces exemples sont sans lien direct avec la culture de la sécurité.

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Délais de notification des événements et les constats dans le domaine de la sécurité

Evénement ou Evénement ou Evénement ou Evénement ou Evénement ou constat S constat A constat B constat U constat Ö

Annonce par de suite de suite 24 heures1 24 heures1 de suite téléphone (première info)

Confirmation dans le cadre dans les 6 h. dans les 6 h. dans les 2 h. écrite de de l’organis. après la après la après la l’annonce d’urgence DSN 1e information 1e information 1e information

Rapport 36 heures 10 jours 10 jours 30 jours d’événement rapport Rapport sur selon les 30 jours 30 jours mensuel2 les mesures besoins consécutives

1 Dans les 24 heures entre 08 h et 17 h.

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

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Annexe 7 (art. 81)

Modification du droit en vigueur

Les ordonnances mentionnées ci-après sont modifiées comme suit:

1. Ordonnance du 14 mars 1983 concernant la Commission fédérale

de la sécurité des installations nucléaires9

Préambule vu les art. 71, al. 1 et 101, al. 1, de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire10,

Art. 1, al. 1 1 La Commission fédérale de la sécurité des installations nucléaires (commission) est une commission consultative permanente au sens des art. 4 et 5 de l’ordonnance du

3 juin 1996 sur les commissions11.

Art. 2 Préavis

1 La commission donne son préavis sur les demandes et les expertises concernant:

a. l’autorisation générale; b. l’autorisation de construire; c. l’autorisation d’exploiter.

2 A la demande de l’office, elle peut donner un préavis sur d’autres demandes et

expertises. 3 Elle s’exprime en particulier sur la question de savoir si les mesures prévues suffi- sent à protéger l’homme et l’environnement. 4 Elle se prononce encore en particulier sur les questions de principe et peut se borner à des points sur lesquels le projet s’écarte des concepts déjà éprouvés.

Art. 3 Observation de l’exploitation des installations nucléaires La commission suit l’exploitation des installations nucléaires en Suisse et à l’étran- ger sous l’angle des aspects fondamentaux de la sécurité nucléaire. Elle propose des mesures propres à réduire encore le risque.

9 RS 732.21 10 RS 732.1; RO 2004 4719 5391 11 RS 172.31

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Art. 6 Autres tâches Le Département fédéral de l’environnement, des transports, de l’énergie et de la communication (département) et l’office peuvent soumettre à l’examen de la com- mission d’autres questions touchant la sécurité nucléaire.

Art. 6a Informations Les autorités de surveillance mettent à la disposition de la commission les informa- tions nécessaires à l’accomplissement de sa tâche. Exceptionnellement, la commis- sion peut s’adresser directement aux exploitants d’installations nucléaires pour compléter ses informations.

Art. 8, al. 3 Abrogé

Art. 9, al. 1

1 La commission peut instituer en son sein des comités permanents pour traiter

certains thèmes. En règle générale, des collaborateurs des autorités de surveillance participent aux séances des comités.

Art. 11, al. 1 1 La commission dispose d’un secrétariat technique, rattaché administrativement à l’office.

Art. 12, al. 2

2 En règle générale, des collaborateurs de la DSN participent aux séances de la

commission. Au besoin, le président peut y inviter des collaborateurs de l’office ou d’autres services fédéraux.

Art. 15 Rapports 1 La commission établit à l’attention du département, pour le 15 décembre de chaque année, un plan de travail pour l’année suivante.

2 Elle présente au département un rapport d’activité annuel.

3 Elle rédige des rapports sur des questions fondamentales de la sécurité nucléaire.

4 Les rapports visés aux al. 2 et 3 sont publiés après concertation avec le départe- ment.

Art. 16, al. 3 Abrogé

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Art. 17 Caractère confidentiel 1 Les délibérations de la commission, de ses comités et de ses groupes spécialisés ne sont pas publiques. Les propos tenus et les documents sont confidentiels pour autant que l’intérêt public au maintien du secret prédomine. 2 Les membres de la commission et les autres personnes présentes aux séances sont tenus de respecter les prescriptions applicables au personnel fédéral en matière de secret professionnel et d’obligation de témoigner. 3 L’autorité supérieure au sens de l’art. 320, ch. 2, du code pénal12 est le départe- ment.

4 Le devoir de réserve demeure pour les personnes qui ne sont plus membres de la

commission.

Art. 18 Abrogé

Art. 19 Indemnités L’indemnité versée aux membres de la commission est régie par l’ordonnance du 12 décembre 1996 sur les indemnités journalières et sur les autres indemnités ver- sées aux membres des commissions extraparlementaires13.

12 RS 311.0 13 RS 172.311

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

2. Ordonnance du 19 octobre 1988 sur l’étude de l’impact

sur l’environnement14

Annexe

Installations soumises à l’EIE et procédures décisives

21 Production d’énergie

Ch. 21.1

N° Type d’installation Procédure décisive

21.1 Equipements destinés à EIE par étapes

l’utilisation d’énergie nucléaire, à 1ère étape: la production, à l’emploi, au trai- procédure d’autorisation générale tement et au stockage de matières (art. 12 ss. LF loi du 21 mars 2003 nucléaires sur l’énergie nucléaire15) 2e étape: procédure d’autorisation de cons- truire (art. 15 ss. LF loi du 21 mars

4 Elimination des déchets

Ch. 40.1 et 40.2

N° Type d’installation Procédure décisive

40.2 profondes pour déchets radioactifs 1ère étape:

Installations nucléaires pour procédure d’autorisation générale l’entreposage d’éléments combus- (art. 12 ss. LF loi du 21 mars 2003 tibles usés ainsi que pour le condi- sur l’énergie nucléaire16) tionnement ou l’entreposage de 2e étape: déchets radioactifs procédure d’autorisation de cons- truire (art. 15 ss. LF loi du 21 mars

2003 sur l’énergie nucléaire)

14 RS 814.011 15 RS 732.1; RO 2004 4719 5391 16 RS 732.1; RO 2004 4719 5391

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

3. Ordonnance du 22 juin sur la radioprotection17

Art. 2, al. 3 3 Les art. 125 à 127, 133 et 134 ne sont pas applicables aux activités soumises à une autorisation en vertu de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire18.

Art. 6, al. 1, let. c 1 S’agissant d’activités justifiées, la radioprotection est réputée optimisée lorsque:

c. le risque de défaillance et l’évacuation des sources radioactives ont été pris en considération.

Art. 85, al. 2 à 4 2 Les déchets qui du fait de leur décroissance radioactive ne tombent plus, 30 ans au maximum après leur production, sous le coup de l’art. 1 doivent être séparés des déchets radioactifs s’il n’existe pas d’autre solution globalement plus favorable pour l’homme et pour l’environnement. En cas de séparation, il faut: a. les emballer et les conserver de manière à empêcher le rejet incontrôlé de substances radioactives et le risque d’incendie; b. les marquer et les assortir d’une documentation indiquant leur type et leur teneur en radioactivité.

4 Al. 3 actuel

Art. 87 Déchets radioactifs à livrer 1 Les déchets radioactifs ne provenant pas de l’utilisation de l’énergie nucléaire doivent être livrés au centre fédéral de ramassage, après avoir été au besoin traités.

3 Ne doivent pas être livrés à l’IPS:

a. les déchets radioactifs qui peuvent être rejetés dans l’environnement; b. les déchets radioactifs de courte période visés à l’art. 85. 4 Le DFI règle les modalités techniques du traitement des déchets radioactifs à livrer en attendant leur prise en charge par le centre fédéral de ramassage.

Art. 87a Tâches de l’IPS L’IPS prend en charge les déchets radioactifs devant lui être livrés et veille à ce qu’ils soient emmagasinés, traités et entreposés.

17 RS 814.501 18 RS 732.1; RO 2004 4719 5391

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Section 4 (art. 88 à 92) et section 5 (art. 93) Abrogées

Art. 94, al. 4 à 8 4 Pour les défaillances dont la fréquence est située entre 10-2 et 10-4 par année, l’exploitation doit être conçue de façon qu’une défaillance isolée ne génère pas de dose supérieure à 1 mSv pour les personnes non exposées aux radiations dans l’exercice de leur profession. 5 Pour les défaillances dont la fréquence est située entre 10-4 et 10-6 par année, l’exploitation doit être conçue de façon qu’une défaillance isolée ne génère pas de dose supérieure à 100 mSv pour les personnes non exposées aux radiations dans l’exercice de leur profession. L’autorité habilitée à délivrer les autorisations peut fixer dans certains cas une dose moins élevée. 6 L’exploitation doit être conçue de façon que seul un faible nombre de défaillances visées aux al. 4 et 5 puisse survenir. 7 Pour les défaillances visées aux al. 4 et 5 et pour les défaillances dont la fréquence est inférieure à 10-6 par année mais dont les conséquences peuvent être graves, l’autorité de surveillance exigera les mesures préventives nécessaires.

8 Ancien al. 6

Art. 96, al. 5bis 5bis Dans les entreprises où des défaillances visées à l’art. 94, al. 5, peuvent se pro- duire, l’autorité de surveillance peut exiger: a. que l’on consigne les paramètres de l’installation qui sont nécessaires pour suivre le déroulement de l’accident, pour établir des diagnostics et des prévi- sions et pour en déduire les mesures à prendre pour protéger la population; b. que ces paramètres soient transmis continuellement aux autorités de surveil- lance au moyen d’un réseau résistant aux défaillances.

Art. 101, al. 3

3 L’ordonnance du 28 novembre 1983 sur la protection en cas d’urgence au voi-

sinage des installations nucléaires19 ainsi que l’ordonnance du 5 décembre 2003 sur l’alarme20 sont applicables à l’alerte et à l’alarme ainsi qu’à la préparation et à l’exécution des mesures de protection à prendre en cas d’augmentation de la ra- dioactivité au voisinage de ces installations.

19 RS 732.33 20 RS 520.12

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Art. 125, al. 3, let. c et d

3 Sont soustraits au régime de l’autorisation:

c. la commercialisation, l’utilisation, le stockage, le transport, l’élimination, l’importation, l’exportation et le transit de montres prêtes à l’usage conte- nant des substances radioactives, si elles satisfont aux normes ISO 3157 et 416821, et de 1000 composants de montres au plus contenant de la peinture luminescente radioactive; d. le transport de substances radioactives dans des colis exceptés (numéros UN 2908, 2909, 2910 et 2911, selon annexe A, al. 3.2.1, tab. A ADR22/SDR23, RID/RSD24, RTA25, de l’ordonnance du 10 janvier 1973 sur le transport de marchandises dangereuses par mer26, ADNR27).

Art. 127, al. 1, phrase introductive, let. b et d

1 L’Office fédéral de l’énergie (OFEN) délivre les autorisations pour:

b. Abrogé d. les essais avec des substances radioactives dans le cadre des études géologi- ques au sens de l’art. 35 de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire28;

Art. 128, al.1, let. b 1 Les installations et les sources radioactives peuvent être homologuées par l’OFSP aux conditions suivantes: b. la livraison au centre fédéral de ramassage à titre de déchets radioactifs, qui pourrait être éventuellement nécessaire à l’issue de la durée d’utilisation, est assurée;

Art. 130, al. 2, let. b

2 Lors de l’homologation, l’OFSP fixe:

b. de quelle manière les sources radioactives, à l’issue de la durée d’utilisation, doivent le cas échéant être livrées au centre fédéral de ramassage au titre de déchets radioactifs;

21 Elles s’obtiennent à L’Association Suisse de Normalisation, 8008 Zurich

22 RS 0.741.621 23 RS 741.621 24 RS 742.401.6 25 RS 748.411 26 RS 747.354.3 27 RS 747.224.141.1 28 RS 732.1; RO 2004 4719 5391

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

Art. 136, al. 4, let. b et d

4 La DSN exerce la surveillance sur:

b. les études géologiques visées à l’art. 35 de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire29; d. Abrogé

Art. 138, al. 1 et 4 1 La Direction générale des douanes, après entente avec l’OFSP et l’OFEN, établit des directives concernant le contrôle des importations, des exportations et du transit de sources radioactives.

4 L’OFSP décide de l’approbation de la convention réglant la reprise de déchets

radioactifs visée à l’art. 25, al. 3, let. d, LRaP30.

Annexe 1

Définitions …

Traitement des déchets radioactifs Opérations accomplies pour préparer les déchets radioactifs à être livrés au centre de ramassage de la Confédération. …

Conditionnement Abrogé …

Défaillance Evénement au cours duquel l’installation s’écarte des conditions normales et: … …

Stockage temporaire Abrogé

29 RS 732.1; RO 2004 4719 5391 30 RS 814.50; RO 2004 4758

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Ordonnance sur l’énergie nucléaire RO 2005

4. Ordonnance du 25 juin 1997 sur le contrôle des biens31

Art. 11, al. 1, let. b, ch. 2

1 La LGO et la LGE sont refusées:

b. si la personne physique ou morale ou ses organes ont été condamnés, au cours des deux années ayant précédé la présentation de la demande, pour in- fraction:

2. aux dispositions concernant l’exportation, l’importation et le transit fi-

gurant dans la loi du 13 décembre 1996 sur le matériel de guerre32, de la loi fédérale du 25 juin 1982 sur les mesures économiques extérieu- res33 ou de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire34; ou

31 RS 946.202.1 32 RS 514.51 33 RS 946.201 34 RS 732.1; RO 2004 4719 5391

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