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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 risque encouru, de toute modification de l’installation, de tout événement survenu ou de tout constat opéré; l’appréciation du risque prendra notamment appui sur une analyse probabiliste de la sécurité (APS) qui sera récente et spécifique à la centrale;
- b.
- des retours d’expérience, concernant les équipements électriques et mécaniques, les éléments combustibles, les constructions qui comptent pour la sécurité, et la chimie des eaux;
- c.
- de la radioprotection et des déchets radioactifs;
- d.
- de l’organisation et du personnel;
- e.
- de la planification d’urgence;
- f.
- des critères visés à l’art. 44, al. 1.
2 Il doit établir des appréciations systématiques: - a.
- du concept de sûreté;
- b.
- des mesures de sûreté.
3 L’IFSN est chargée de régler dans des directives les exigences auxquelles doivent répondre les appréciations systématiques de la sécurité et de la sûreté.34 34 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747).
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Art. 34 Réexamen approfondi de la sécurité des centrales nucléaires 35
1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter une centrale nucléaire doit effectuer tous les dix ans un réexamen approfondi de la sécurité (réexamen périodique de la sécurité, RPS). 2 A cet effet, il doit: - a.
- exposer et évaluer le plan de sécurité, la conduite de l’exploitation et le comportement de l’installation;
- b.
- effectuer une analyse déterministe de la sécurité et une APS;
- c.
- exposer et évaluer globalement le niveau de la sécurité;
- d.
- exposer et évaluer si l’organisation et le personnel satisfont aux exigences en matière de sécurité.
3 Les documents relatifs au RPS doivent être présentés à l’IFSN au plus tard deux ans avant la fin d’une décennie d’exploitation. 4 A partir de la quatrième décennie d’exploitation, le RPS comprend de plus un justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme, défini à l’art. 34a, qui doit également être présenté. 5 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences auxquelles doit répondre le RPS. Pour la période qui suit la mise hors service définitive, elle peut prévoir des allégements pour les centrales nucléaires ou dispenser celles-ci totalement de l’obligation de lui présenter les documents relatifs au RPS. 35 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017 (RO 2017 2829).
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Art. 34a Justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme 36
1 Le justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme comprend notamment les indications suivantes: - a.
- la durée d’exploitation sur laquelle il se base;
- b.
- la démonstration que les limites de dimensionnement des parties de l’installation importantes pour la sécurité technique ne sont pas atteintes pendant la durée d’exploitation planifiée;
- c.
- les mesures de rééquipement et d’amélioration techniques et organisationnelles prévues pour la décennie d’exploitation suivante;
- d.
- les mesures prévues pour la durée d’exploitation planifiée en vue d’assurer que l’on dispose du personnel et des connaissances techniques nécessaires.
2 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences concernant le justificatif de sécurité pour l’exploitation à long terme. 36 Introduit par le ch. I de l’O du 26 avr. 2017, en vigueur depuis le 1er juin 2017 (RO 2017 2829).
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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 prendre. 3 Il doit, toujours à l’aide du programme approprié, consigner les résultats de la surveillance du vieillissement de l’installation et mettre périodiquement à jour ce programme, selon l’état de l’installation. 4 L’IFSN est chargée de régler dans des directives les méthodes de la surveillance du vieillissement et jusqu’où cette surveillance doit aller.37 37 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747).
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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 domaine, notamment les résultats de la recherche, et examiner dans quelle mesure il peut en tirer des enseignements pour la sécurité de l’installation. 2 Il doit suivre le développement de la technique, y compris ce qui concerne l’organisation et le personnel, et chercher les enseignements à en tirer pour la sécurité et la sûreté de l’installation. Seront déterminants, en particulier: - a.
- les normes techniques reconnues en Suisse et à l’étranger;
- b.
- les systèmes normatifs de l’énergie nucléaire adoptés par le pays fournisseur de l’installation nucléaire et par d’autres pays;
- c.
- les recommandations émanant d’organisations internationales;
- d.
- l’état de la technique dans des installations nucléaires comparables et dans d’autres installations techniques significatives.
3 Il doit suivre les retours d’expérience d’installations comparables et en évaluer les conséquences pour l’installation.
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Art. 37 Rapports périodiques
1 Le détenteur de l’autorisation doit remettre à l’IFSN des rapports évaluant l’état et de l’exploitation de l’installation, conformément à l’annexe 5.38 2 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, la teneur, la présentation et le nombre des rapports à remettre.39 38 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747). 39 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747).
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Art. 38 Devoir de notification dans le domaine de la sécurité 40
1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit notifier à l’IFSN, avant de les exécuter, en particulier les activités suivantes: - a.
- l’arrêt programmé du réacteur;
- b.
- le redémarrage du réacteur après un arrêt pour cause de défaillance;
- c.
- les travaux impliquant une dose collective probable supérieure à 50 mSv;
- d.
- les rejets radioactifs dans l’environnement programmés mais inhabituels;
- e.
- le renouvellement du charbon actif dans les filtres d’urgence de l’aération;
- f.
- la planification et l’exécution des exercices d’urgence;
- g.
- les essais effectués sur des systèmes ou des composants qui comptent pour la sécurité.
2 Il doit annoncer à l’IFSN les activités suivantes: - a.
- toute modification de l’installation qui ne requiert ni autorisation ni permis d’exécution;
- b.
- toute modification de la teneur des dossiers visés aux art. 27 et 41.
3 Il doit annoncer à l’IFSN les événements et les constats suivants: - a.
- les événements qui compromettent la sécurité ou qui peuvent la compromettre;
- b.
- les autres événements d’intérêt public;
- c.
- les constats susceptibles de compromettre la sécurité mais n’ayant pas provoqué d’événement.
4 Il doit communiquer à l’IFSN les rapports requis par l’annexe 6 sur tout événement ou constat. 5 L’IFSN est chargée de régler dans des directives la démarche à suivre par le détenteur pour procéder aux notifications visées aux al. 1 et 2, et pour classifier les événements et les constats visés à l’al. 3. 40 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747).
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Art. 39 Devoir de notification dans le domaine de la sûreté 41
1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit notifier à l’IFSN avant de les exécuter en particulier les activités suivantes: - a.
- toute modification des bâtiments ou de l’installation ou toute nouvelle construction pour lesquelles un permis d’exécution est demandé à l’IFSN;
- b.
- tout exercice impliquant des organes militaires, cantonaux ou communaux;
- c.
- toute activité extraordinaire concernant la sûreté.
2 Il doit annoncer sans délai à l’IFSN les événements et les constats suivants: - a.
- les actes de violence à l’encontre du personnel;
- b.
- les actes de sabotage et les tentatives de sabotage;
- c.
- les menaces d’attentat à la bombe;
- d.
- les menaces de chantage et les prises d’otage;
- e.
- les défaillances du fonctionnement, les dommages et les pannes des équipements et des systèmes de sûreté qui se prolongent au delà d’une durée de 24 heures;
- f.
- les autres événements survenus dans l’installation nucléaire ou aux alentours et qui sont imputables à des actes illicites ou qui en sont l’indice;
- g.
- les autres événements et constats portant atteinte à la sûreté ou pouvant y porter atteinte.
3 Il doit fournir un rapport à l’IFSN dans les 30 jours sur tout événement ou constat. Ce rapport doit être classifié. 41 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747).
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Art. 40 Modifications nécessitant un permis d’exécution
1 Sont généralement considérées comme des modifications ne s’écartant pas de manière significative d’une autorisation mais nécessitant un permis d’exécution au sens de l’art. 65, al. 3, LENu, en particulier: - a.
- les modifications apportées aux bâtiments classés importants pour la sécurité ou pour la sûreté, aux éléments de l’installation nucléaire, aux systèmes et aux équipements qui le sont aussi, de même que les modifications apportées aux installations qui comptent pour la sécurité ou pour la sûreté, si le projet maintient ou améliore leurs fonctions actuelles de sécurité ou de sûreté;
- b.
- les modifications suivantes, apportées au cœur du réacteur:
- 1.
- la modification du chargement du cœur avec des éléments combustibles dans le cadre du renouvellement de ces éléments,
- 2.
- la modification et les travaux de remise en état des éléments combustibles et des barres de commande,
- 3.
- l’accroissement du taux de combustion admissible,
- 4.
- la modification des méthodes de justification,
- 5.
- la modification de certains critères de sécurité,
- 6.
- l’accroissement de la proportion d’éléments combustibles à l’oxyde mixte uranium-plutonium dans le cœur du réacteur jusqu’à une proportion maximale de 50 %;
- c.
- la modification de la teneur des documents suivants:
- 1.
- le règlement de la centrale resp. règlement d’exploitation,
- 2.
- le règlement pour les cas d’urgence,
- 3.
- le règlement sur la radioprotection,
- 4
- la spécification technique,
- 5.
- les prescriptions et les directives dans le domaine de la sûreté.
2 Pour obtenir un permis d’exécution des modifications visées à l’al. 1, let. a et b, le requérant doit présenter les pièces nécessaires à l’évaluation de la requête, conformément à l’annexe 4. 3 Pour obtenir un permis d’exécution des modifications visées l’al. 1, let. c, le requérant doit présenter les pièces nécessaires à l’évaluation de la requête et justifier la modification demandée. 4 S’il demande une modification des spécifications techniques, le requérant doit en outre exposer la méthode et les critères techniques auxquels il s’est référé pour évaluer les effets que cette modification aura sur la sécurité de l’installation. 5 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le genre, la teneur, la présentation et le nombre des pièces à fournir.42 42 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747).
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Art. 41 Documents
1 Le détenteur de l’autorisation doit tenir à jour, pendant toute la durée de l’exploitation de l’installation nucléaire et jusqu’à l’issue de la désaffectation ou jusqu’à la fermeture, les documents techniques et organisationnels correspondants, conformément à l’annexe 3, et il doit les adapter continuellement à l’état de l’installation. 2 Il doit assurer la traçabilité de l’exploitation au moyen des relevés d’exploitation visés à l’annexe 3 et des justificatifs des tests de fonctionnement et des travaux de maintenance. 3 Il doit conserver les documents en lieu sûr jusqu’à l’issue de la désaffectation, jusqu’à la fermeture ou jusqu’au terme de la période de surveillance. 4 Une fois la désaffectation achevée, il doit remettre les documents à l’IFSN; après la fermeture ou au terme de la période de surveillance, il doit les remettre au département.43 5 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences concernant les documents et leur conservation.44 43 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747). 44 Nouvelle teneur selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 20085747).
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Art. 42 Mise à jour du plan de désaffectation ou du projet de fermeture
1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit vérifier et mettre à jour tous les dix ans le plan de désaffectation de l’installation nucléaire ou, pour un dépôt en couches géologiques profondes, le projet de la phase d’observation et le plan de fermeture. 2 Une mise à jour est en outre nécessaire: - a.
- si des modifications importantes ont été apportées à l’installation;
- b.
- si des modifications importantes ont été apportées aux exigences concernant la désaffectation ou la phase d’observation et la fermeture;
- c.
- si une évolution importante de la technique l’exige.
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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’après avoir pris les mesures nécessaires.
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Art. 44 Critères de la mise hors service provisoire et du rééquipement d’une centrale nucléaire 45
1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter doit immédiatement mettre la centrale nucléaire provisoirement hors service et procéder à son rééquipement lorsqu’un ou plusieurs des critères suivants sont remplis: - a.
- il ressort des analyses des défaillances que le refroidissement du cœur du réacteur après une défaillance visée à l’art. 8, al. 2 et 3, n’est plus assuré et que, par conséquent, la dose émise est supérieure à 100 mSv;
- b.
- l’intégrité du circuit primaire n’est plus assurée;
- c.
- l’intégrité de l’enceinte de confinement n’est plus assurée.
2 Pour l’analyse visée à l’al. 1, let. a, on retiendra des défaillances qui ne sont pas dues à des événements naturels et dont la fréquence est supérieure à 10-6 par année et des événements naturels dont la fréquence est de 10-4 par année. 3 Le département fixe dans une ordonnance la méthode et les standards de vérification de ces critères. 45 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 183).
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