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Ordonnance
sur l’énergie nucléaire
(OENu)

du 10 décembre 2004 (Etat le 1 février 2019)er

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 2  

1 Sont réputées matières nuc­léaires:

a.
les matières brutes suivantes:
1.
l’urani­um naturel, à sa­voir l’urani­um con­ten­ant le mélange d’iso­topes qui se trouve dans la nature,
2.
l’urani­um ap­pauv­ri, à sa­voir l’urani­um dont la ten­eur en urani­um 235 est in­férieure à celle de l’urani­um naturel,
3.
le thori­um,
4.
les matières visées aux ch. 1 à 3, sous forme de métal, d’al­liage, de com­posés chimiques ou de con­centrés; toute autre matière con­ten­ant une ou plusieurs des matières men­tion­nées ci-des­sus à des con­cen­tra­tions définies par l’Agence in­ter­na­tionale de l’én­er­gie atomique;
b.
les matières fis­siles spé­ciales suivantes:
1.
le plutoni­um 239,
2.
l’urani­um 233,
3.
l’urani­um 235,
4.
l’urani­um en­ri­chi, c’est-à-dire où la pro­por­tion d’urani­um 235 ou d’urani­um 233 ou de ces deux iso­topes est plus élevée que dans l’urani­um naturel,
5.
les matières visées aux ch. 1 à 4, sous forme de métal, d’al­liage, de com­posés chimiques ou de con­centrés; toute autre matière con­ten­ant une ou plusieurs des matières men­tion­nées ci-des­sus à des con­cen­tra­tions définies par l’Agence in­ter­na­tionale de l’én­er­gie atomique.

2 Ne sont pas réputées matières nuc­léaires:

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

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

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 phy­sico-chimique et les con­di­tions d’ex­ploit­a­tion auxquelles elles sont soumi­ses, l’ét­ab­lisse­ment d’une réac­tion en chaîne auto-en­tre­tenue est im­possible;
c.
les matières fis­siles spé­ciales dont la ten­eur en plutoni­um 239, en ura­ni­um 233 ou en urani­um 235 ne dé­passe pas 150 g.

1bis Ne sont pas non plus réputées in­stall­a­tions nuc­léaires les in­stall­a­tions situées en de­hors d’in­stall­a­tions nuc­léaires et dans lesquelles des déchets ra­dio­ac­tifs sont stock­és en vue de leur décrois­sance con­formé­ment à l’art. 117 de l’or­don­nance du 26 av­ril 2017 sur la ra­diopro­tec­tion (ORaP)3.4

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

3 RS 814.501

4 In­troduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vi­gueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019183).

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 5  

Les autor­ités de sur­veil­lance sont:

a.
l’In­spec­tion fédérale de la sé­cur­ité nuc­léaire (IF­SN) pour la sé­cur­ité et la sûreté nuc­léaire,
b.
l’of­fice pour les autres do­maines rel­ev­ant de l’ex­écu­tion de la LEnu.

5 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).

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 techni­ques et à des types d’or­gan­isa­tion ay­ant don­né sat­is­fac­tion ou dont la qual­ité à été dé­mon­trée; cela vaut en par­ticuli­er pour l’élab­or­a­tion du pro­jet, la man­u­fac­ture, la véri­fic­a­tion, la con­duite de l’ex­ploit­a­tion, la sur­veil­lance, la main­ten­ance, l’as­sur­ance de la qual­ité, les re­tours d’ex­péri­ence, l’er­gono­mie, la form­a­tion et le per­fec­tion­nement;
b.
si le fonc­tion­nement s’écarte de la norme, l’in­stall­a­tion doit réa­gir par un com­porte­ment autant que pos­sible autorégu­lateur, peu sens­ible à l’er­reur; à cet ef­fet, on dev­ra choisir autant que pos­sible un com­porte­ment se ca­ra­ctéri­sant par la sé­cur­ité in­hérente; on en­tend par là un état dans le­quel un sys­tème tech­nique fonc­tionne de man­ière sûre de lui-même, c’est-à-dire sans avoir be­soin de sys­tèmes aux­ili­aires;
c.
pour pouvoir maîtriser les dé­fail­lances, on dev­ra con­ce­voir l’in­stall­a­tion de fa­çon à ce qu’aucune libéra­tion in­ad­miss­ible de sub­stances ra­dio­act­ives ne se produise aux alen­tours; des sys­tèmes de sé­cur­ité pas­sifs et ac­tifs dev­ront être prévus à cet ef­fet;
d.
en pré­vi­sion des dé­fail­lances pouv­ant libérer des sub­stances ra­dio­act­ives en quant­ités dangereuses, on dev­ra pren­dre en outre, sur les plans tech­nique, or­gan­isa­tion­nel et ad­min­is­trat­if, des mesur­es prévent­ives et des mesur­es des­tinées à en at­ténuer les ef­fets né­fastes.
Art. 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 parti­culi­er la dé­fail­lance de réactiv­ité, la perte de li­quide de re­froid­isse­ment, la perte du puits de chaleur, l’in­cen­die, l’in­ond­a­tion, les ef­fets méca­niques de la dé­fail­lance d’un com­posant, la détéri­or­a­tion d’une gaine lors de la ma­nip­u­la­tion d’un élé­ment com­bust­ible, la panne d’un sys­tème d’ex­ploit­a­tion, la réac­tion in­op­por­tune d’un sys­tème de sé­cur­ité ou son fonc­tion­nement in­cor­rect ain­si que les er­reurs com­mises par le per­son­nel.

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

4 En con­cevant une in­stall­a­tion nuc­léaire con­formé­ment à l’art. 7, let. c, on dev­ra class­er les dé­fail­lances visées à l’al. 2 et celles visées à l’al. 3 qui ne sont pas causées par des événe­ments naturels selon la fréquence in­diquée à l’art. 123, al. 2, ORaP6. A cet égard, les hy­po­thèses dev­ront pré­voir une er­reur isolée qui viendra s’ajouter à l’événe­ment déclench­eur. On dev­ra dé­montrer que les lim­ites de dose visées à l’art. 123, al. 2, ORaP peuvent être re­spectées.7

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

a.
ne dé­passe pas 1 mSv pour un événe­ment d’une fréquence de 10-3 par an­née;
b.
ne dé­passe pas 100 mSv pour un événe­ment d’une fréquence de 10-4 par an­née.8

5 Une ana­lyse prob­ab­il­iste doit dé­montrer qu’il ex­iste aus­si une pro­tec­tion suf­f­is­ante contre les dé­fail­lances hors di­men­sion­nement. A cet égard, les mesur­es prévent­ives ou des­tinées à at­ténuer les ef­fets né­fastes visés à l’art. 7, let. d, peuvent être prises en compte.9

6 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.

6 RS 814.501

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

8 In­troduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vi­gueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019183).

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

Art. 9 Exigences pour la sûreté  

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

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

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

Art. 10 Principes régissant la conception d’une centrale nucléaire  

1 Les prin­cipes ci-après, en par­ticuli­er, s’ap­pli­quent aux cent­rales nuc­léaires:

a.
les fonc­tions de sé­cur­ité doivent réa­gir même s’il se produit une er­reur isolée quel­conque, in­dépen­dam­ment de l’événe­ment déclench­eur, et même si un com­posant n’est pas dispon­ible pour des rais­ons de main­ten­ance; est réputée er­reur isolée la dé­fail­lance for­tu­ite d’un com­posant qui l’em­pêche d’ex­er­cer sa fonc­tion de sé­cur­ité; les er­reurs dé­coulant de cette dé­fail­lance for­tu­ite sont con­sidérées comme fais­ant partie de l’er­reur isolée;
b.
les fonc­tions de sé­cur­ité doivent autant que pos­sible ré­pon­dre aux prin­cipes de la re­dond­ance et de la di­versité; la re­dond­ance est la présence d’un plus grand nombre d’équipe­ments fonc­tion­nels qu’il n’en faut pour ex­er­cer la fonc­tion de sé­cur­ité prévue; la di­versité est le re­cours à des prin­cipes physi­ques ou tech­niques différents;
c.
les cir­cuits re­dond­ants des­tinés à re­m­p­lir une fonc­tion de sé­cur­ité doivent au­tant que pos­sible fonc­tion­ner in­dépen­dam­ment les uns des autres, et cela aus­si bi­en au plan des sys­tèmes méca­niques que des sys­tèmes de sou­tien tels que le con­trôle-com­mande ou l’ap­pro­vi­sion­nement en én­er­gie, le re­froid­is­se­ment et la vent­il­a­tion;
d.
les cir­cuits re­dond­ants des­tinés à re­m­p­lir une fonc­tion de sé­cur­ité doivent au­tant que pos­sible être sé­parés les uns des autres dans l’es­pace;
e.
les cir­cuits re­dond­ants des­tinés à re­m­p­lir une fonc­tion de sé­cur­ité doivent au­tant que pos­sible pouvoir être véri­fiés de man­ière in­té­grale ou à dé­faut, par seg­ments aus­si im­port­ants que pos­sible, tant par déclen­che­ment manuel qu’au moy­en de l’in­cit­a­tion auto­matique sim­ulée, y com­pris sous ré­gime d’al­i­ment­a­tion de secours en élec­tri­cité;
f.
les fonc­tions de sé­cur­ité doivent être auto­mat­isées de sorte qu’en cas de dé­fail­lance au sens de l’art. 8, le per­son­nel ne soit pas ob­ligé d’in­ter­venir pour as­surer la sé­cur­ité dans les 30 minutes qui suivent l’événe­ment déclen­ch­eur;
g.
en di­men­sion­nant les sys­tèmes et les com­posants, on doit pré­voir des marges de sé­cur­ité suf­f­is­antes;
h.
on doit faire autant que pos­sible en sorte que le com­porte­ment du sys­tème soit axé sur la sé­cur­ité en cas de dys­fonc­tion­nement d’un équipe­ment;
i.
entre les fonc­tions de sé­cur­ité pass­ives et act­ives, il faut préférer les premiè­res;
j.
on doit tenir compte des ca­pa­cités hu­maines et de leurs lim­ites en con­cevant et en amén­a­geant les places de trav­ail et le déroul­e­ment des opéra­tions de con­duite et de main­ten­ance de l’in­stall­a­tion;
k.
à gain égal en ter­mes de sé­cur­ité, il faut préférer les mesur­es visées à l’art. 7, let. d, qui sont pro­pres à em­pêch­er les dé­fail­lances à celles qui seraient de nature à en at­ténuer les con­séquences.

2 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives les prin­cipes de la con­cep­tion et qui sont spé­ci­fiques aux réac­teurs à eau légère.10

10 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).

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 ca­ra­ctéris­tiques suivantes pour as­surer la sé­cur­ité à long ter­me:

a.
une éten­due suf­f­is­ante d’une roche d’ac­cueil ap­pro­priée;
b.
des con­di­tions hy­dro­géo­lo­giques fa­vor­ables;
c.
une sta­bil­ité géo­lo­gique à long ter­me.

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

a.
que les prin­cipes énon­cés à l’art. 10, al. 1, soi­ent re­spectés par ana­lo­gie;
b.
que la sé­cur­ité à long ter­me soit as­surée au moy­en de bar­rières pass­ives suc­ces­sives;
c.
que les dis­pos­i­tions prises pour fa­ci­liter la sur­veil­lance et la ré­par­a­tion du dé­pôt ou pour récupérer les déchets ne portent pas at­teinte aux bar­rières de sé­cur­ité pass­ive après la fer­meture du dépôt;
d.
que le dépôt puisse être fer­mé en l’es­pace de quelques an­nées.

3 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives les prin­cipes de la con­cep­tion du di­men­sion­nement qui sont spé­ci­fiques aux dépôts en couches géo­lo­giques pro­fondes.11

11 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).

Art. 12 Principes régissant la conception des autres installations nucléaires  

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

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

a.
à ne pas port­er at­teinte à l’aptitude au stock­age fi­nal des col­is de déchets;
b.
à of­frir une ca­pa­cité suf­f­is­ante pour couv­rir les be­soins prévis­ibles.

3 L’IF­SN est char­gée de ré­gler au be­soin dans des dir­ect­ives les prin­cipes de la con­cep­tion et du di­men­sion­nement qui sont spé­ci­fiques à cer­tains types d’in­stal­la­tions nuc­léaires.12

12 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).

Chapitre 3 Articles nucléaires

Art. 13 Compétence  

L’of­fice est com­pétent pour oc­troy­er:

a.
les autor­isa­tions de ma­nip­uler des matières nuc­léaires;
abis.13
les autor­isa­tions d’ex­port­er et de faire le cour­t­age de tech­no­lo­gies con­cernant des matières nuc­léaires;
b.14
l’ap­prob­a­tion de la con­ven­tion réglant la re­prise de déchets ra­dio­ac­tifs.

13 In­troduite par le ch. 1 de l’an­nexe 8 à l’O du 3 juin 2016 sur le con­trôle des bi­ens, en vi­gueur depuis le 1er juil. 2016 (RO 20162195).

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

Art. 14 Procédure d’autorisation d’exporter et de faire le courtage des matières nucléaires et de technologies concernant des matières nucléaires 15  

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

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

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

15 Nou­velle ten­eur selon le ch. 1 de l’an­nexe 8 à l’O du 3 juin 2016 sur le con­trôle des bi­ens, en vi­gueur depuis le 1er juil. 2016 (RO 20162195).

Art. 15 Demande d’autorisation; pièces à joindre  

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

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

a.
la com­pos­i­tion et les pro­priétés des matières nuc­léaires;
b.
les dé­tails tech­niques de l’équipe­ment;
c.
le lieu de pro­duc­tion;
d.
le lieu de des­tin­a­tion et le nom du des­tinataire;
e.
l’util­isa­tion prévue;
f.
les con­di­tions d’achat ou de vente;
g.
le trans­port, avec not­am­ment le jus­ti­fic­atif du re­spect des ex­i­gences con­cer­nant le trans­port de marchand­ises dangereuses.

3 La de­mande d’autor­isa­tion de faire le cour­t­age de matières nuc­léaires d’ex­port­er ou de se pro­curer de la tech­no­lo­gie con­cernant ces matières doit fournir:

a.
pour des matières nuc­léaires – not­am­ment des in­dic­a­tions sur:
1.
la com­pos­i­tion des matières,
2.
leur quant­ité,
3.
les lieux de dé­part et de des­tin­a­tion ou bi­en, si le re­quérant ne les con­naît pas au mo­ment de la de­mande, le lieu d’ex­écu­tion;
b.
pour la tech­no­lo­gie: les in­dic­a­tions men­tion­nées à l’al. 2 let. c à f, par analo­gie, ain­si que sur la forme et le con­tenu de la tech­no­lo­gie con­cernée.

4 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.

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, dépôts francs sous douane et enclaves douanières 16  

Sont as­similées aux im­port­a­tions ou aux ex­port­a­tions les liv­rais­ons en proven­ance ou à des­tin­a­tion:

a.
de re­présent­a­tions dip­lo­matiques ou con­su­laires;
b.
d’or­gan­isa­tions in­ter­na­tionales;
c.
d’en­trepôts dou­aniers ouverts, d’en­trepôts de marchand­ises de grande con­som­ma­tion, de dépôts francs sous dou­ane ou d’en­claves dou­an­ières.

16 Nou­velle ten­eur selon le ch. 31 de l’an­nexe 4 à l’O du 1er nov. 2006 sur les dou­anes, en vi­gueur depuis le 1er mai 2007 (RO 20071469).

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. 1917  

17 Ab­ro­gé par le ch. 1 de l’an­nexe 8 à l’O du 3 juin 2016 sur le con­trôle des bi­ens, avec ef­fet au 1er juil. 2016 (RO 20162195).

Art. 20 Conservation des pièces  

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

Art. 21 Devoir de notification  

1 Le déten­teur d’une autor­isa­tion doit an­non­cer à l’IF­SN not­am­ment les événe­ments et les con­stats suivants, qui con­cernent la sé­cur­ité du trans­port de matières nuc­léaires:18

a.
le dé­passe­ment des valeurs-lim­ites des doses, de la ra­dio­activ­ité ou de la con­tam­in­a­tion;
b.
les dé­fauts tech­niques des conten­eurs de trans­port sou­mis à agré­ment;
c.
les autres événe­ments et con­stats port­ant at­teinte à la sé­cur­ité ou pouv­ant y port­er at­teinte.

2 Il doit an­non­cer sans re­tard à l’IF­SN les événe­ments et les con­stats suivants, qui con­cernent la sûreté:19

a.
les act­es de sab­ot­age et les tent­at­ives de sab­ot­age;
b.
les men­aces d’at­tentat à la bombe;
c.
les men­aces de chant­age et les prises d’ot­age(s);
d.
les dé­fail­lances du fonc­tion­nement, les dom­mages et les pannes des in­stalla­tions et des sys­tèmes de sûreté qui se pro­lon­gent au-delà d’une durée de 24 heures;
e.
les autres événe­ments et con­stats port­ant at­teinte à la sûreté ou pouv­ant y por­ter at­teinte.

3 Il doit fournir un rap­port à l’IF­SN sur chaque événe­ment ou con­stat. Les rap­ports à l’IF­SN doivent ré­pon­dre aux ex­i­gences de l’an­nexe 6. Les rap­ports con­cernant la sûreté doivent être présentés dans les 30 jours et clas­si­fiés.20

18 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).

19 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).

20 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).

Chapitre 4 Installations nucléaires

Section 1 Autorisation générale

Art. 22 Installations nucléaires à faible potentiel de risque  

1 Une autor­isa­tion générale n’est pas né­ces­saire pour une in­stall­a­tion nuc­léaire si la fréquence des dé­fail­lances qui sont visées à l’art. 8, al. 2 et 3, dont il ré­sulte une dose de plus de 1 mSv pour les membres du pub­lic, ne dé­passe pas 10–6 par an­née; de plus, dans un en­trepôt ou dans un dépôt en couches géo­lo­giques pro­fondes, la somme des activ­ités des nuc­léides à stock­er ne doit pas dé­pass­er 1016 LL au sens de l’an­nexe 3, colonne 9, ORaP21.22

2 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives la méthode et les stand­ards de l’ana­lyse de dé­fail­lances re­quise par l’al. 1.23

21 RS 814.501

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

23 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).

Art. 23 Demande d’autorisation générale  

Quiconque re­quiert une autor­isa­tion générale doit fournir les pièces suivantes:

a.
les rap­ports de sé­cur­ité et de sûreté, présent­ant:
1.
les ca­ra­ctéristiques du site,
2.
le but du pro­jet et ses grandes lignes,
3.
l’ex­pos­i­tion au ray­on­nement prévis­ible aux alen­tours de l’in­stal­la­tion,
4.
les don­nées per­son­nelles et or­gan­isa­tion­nelles im­port­antes,
5.
en outre, pour un dépôt en couches géo­lo­giques pro­fondes, la sé­cur­ité à long ter­me;
b.
le rap­port d’im­pact sur l’en­viron­nement;
c.
le rap­port re­latif à la con­cord­ance avec l’amén­age­ment du ter­ritoire;
d.
le concept de désaf­fect­a­tion ou de phase d’ob­ser­va­tion de fer­meture;
e.
le jus­ti­fic­atif de l’évac­u­ation des déchets ra­dio­ac­tifs produits par l’in­stall­a­tion.

Section 2 Autorisation de construire et réalisation du projet

Art. 24 Demande d’autorisation de construire  

1 Quiconque re­quiert une autor­isa­tion de con­stru­ire doit dé­montrer:

a.
que les prin­cipes énon­cés aux art. 7 à 12 peuvent être re­spectés;
b.24
c.
et pour les in­stall­a­tions nuc­léaires à faible po­ten­tiel de risque, que les ex­i­gen­ces 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 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives le genre, le con­tenu, la présen­ta­tion et le nombre des pièces à fournir.25

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

25 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).

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 oc­troi­ent l’autor­isa­tion et qui ex­er­cent la sur­veil­lance.

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

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

4 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives le dé­tail des ex­i­gences auxquelles doit ré­pon­dre le pro­gramme de ges­tion de la qual­ité.26

26 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).

Art. 26 Permis d’exécution  

1 S’agis­sant des struc­tures et des élé­ments de l’in­stall­a­tion que l’autor­isa­tion de con­stru­ire déclare sou­mis à l’oc­troi d’un per­mis d’ex­écu­tion, l’IF­SN ac­corde des per­mis pour:27

a.
l’édi­fic­a­tion des élé­ments de con­struc­tion, y com­pris des fix­a­tions noyées dans le béton, l’arma­ture ou le mont­age d’élé­ments de la char­pente métalli­que ain­si que la méthode d’in­ter­ven­tion dans le gros œuvre et de fix­a­tion ultérieure;
b.
la fab­ric­a­tion des prin­ci­paux com­posants méca­niques;
c.
le mont­age des sys­tèmes méca­niques et élec­triques, y com­pris leur con­trôle- com­mande, ain­si que les équipe­ments de sûreté.

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

3 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives le genre, le con­tenu, la présent­a­tion et le nombre des pièces à fournir.28

27 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).

28 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).

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, re­specti­vement jusqu’à la fer­meture ou jusqu’au ter­me du délai de sur­veil­lance.

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

4 Le déten­teur de l’autor­isa­tion doit re­mettre le dossier re­spect­ive­ment à l’IF­SN, à l’is­sue de la désaf­fect­a­tion et au dé­parte­ment après la fer­meture ou au ter­me du délai de sur­veil­lance.29

5 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives les ex­i­gences auxquelles doivent sat­is­faire le dossier de la con­struc­tion et sa con­ser­va­tion.30

29 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).

30 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).

Section 3 Autorisation d’exploiter

Art. 28 Demande d’autorisation d’exploiter  

1 Quiconque re­quiert une autor­isa­tion d’ex­ploiter doit fournir les pièces suivantes:

a.
les doc­u­ments tech­niques et or­gan­isa­tion­nels cor­res­pond­ants, con­formé­ment à l’anne­xe 3;
b.
les doc­u­ments exigés pour l’autor­isa­tion d’ex­ploiter, con­formé­ment à l’an­nexe 4;
c.
le jus­ti­fic­atif de la couver­ture d’as­sur­ance;
d.
le rap­port ét­ab­lis­sant la con­form­ité de l’in­stall­a­tion avec l’autor­isa­tion géné­rale et avec l’autor­isa­tion de con­stru­ire.

2 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives le genre, le con­tenu, la présen­ta­tion et le nombre des pièces à fournir.31

31 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).

Art. 29 Permis d’exécution  

1 L’autor­isa­tion d’ex­ploiter doit de­mander un per­mis d’ex­écu­tion en par­ticuli­er pour les étapes suivantes de la mise en ser­vice:

a.
le premi­er em­ma­gas­in­age de com­bust­ible nuc­léaire;
b.
le premi­er chargement de com­bust­ible dans le réac­teur;
c.
la première cri­ti­cité;
d.
les autres étapes du pro­gramme de mise en ser­vice;
e.
le fonc­tion­nement con­tinu lors du premi­er cycle d’ex­ploit­a­tion;
f.
le premi­er em­ma­gas­in­age de col­is de déchets d’un type don­né;
g.
l’em­ma­gas­in­age de conten­eurs d’élé­ments com­bust­ibles usés ou de déchets haute­ment ra­dio­ac­tifs.

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

3 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives le genre, le con­tenu, la présen­ta­tion et le nombre des pièces à fournir.32

32 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).

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 techni­que;
c.
le di­men­sion­nement et la sur­veil­lance du cœur du réac­teur;
d.
la ra­diopro­tec­tion et les déchets ra­dio­ac­tifs;
e.
la chi­mie des eaux et l’util­isa­tion des ad­juvants chimiques;
f.
la pré­par­a­tion des plans d’ur­gence et de leur mise en œuvre;
g.
la sur­veil­lance et l’évalu­ation de la sé­cur­ité nuc­léaire;
h.
la sûreté;
i.
l’as­sur­ance de la qual­ité des presta­tions fournies par des man­dataires;
j.
la form­a­tion et le per­fec­tion­nement du per­son­nel;
k.
le ren­force­ment d’une at­ti­tude propice à la sé­cur­ité.

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

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

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

5 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives le dé­tail des ex­i­gences auxquelles doit sat­is­faire l’or­gan­isa­tion.33

33 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).

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’or­gani­sation doivent être définies de man­ière claire et con­cise;
b.
les tâches qui comptent pour la sé­cur­ité et pour la sûreté doivent faire l’ob­jet d’un cycle de ges­tion; on dev­ra sys­tématique­ment les plani­fi­er, les ac­com­plir, les con­trôler, les con­sign­er, les faire véri­fi­er péri­od­ique­ment par des ser­vices in­ternes et ex­ternes et les ad­apter;
c.
le sys­tème doit cor­res­pon­dre à l’état de la tech­nique de la sé­cur­ité nuc­léaire et de la sûreté.

Section 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.

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).

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).

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).

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).

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.

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).

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).

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).

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).

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).

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

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

2 Une mise à jour est en outre né­ces­saire:

a.
si des modi­fic­a­tions im­port­antes ont été ap­portées à l’in­stall­a­tion;
b.
si des modi­fic­a­tions im­port­antes ont été ap­portées aux ex­i­gences con­cernant la désaf­fect­a­tion ou la phase d’ob­ser­va­tion et la fer­meture;
c.
si une évolu­tion im­port­ante de la tech­nique l’ex­ige.
Art. 43 Arrêt d’une centrale nucléaire  

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

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

Art. 44 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).

Section 5 Désaffectation

Art. 45 Dossier du projet  

Quiconque est char­gé de désaf­fecter une in­stall­a­tion nuc­léaire doit fournir les docu­ments ci-après con­cernant le pro­jet de désaf­fect­a­tion:

a.
la présent­a­tion com­parée des vari­antes pos­sibles, avec les phases et le calen­drier des travaux de désaf­fect­a­tion et de l’état fi­nal prévis­ible, in­di­quant les rais­ons de la solu­tion chois­ie;
b.
la présent­a­tion des étapes suc­cess­ives des travaux et des moy­ens néces­sai­res à cet ef­fet, not­am­ment la sais­ie de l’état ra­di­olo­gique de l’in­stalla­tion, le dé­mont­age, le dé­coupage et la dé­con­tam­in­a­tion des équipe­ments, la dé­con­tam­in­a­tion et la dé­moli­tion des bâ­ti­ments;
c.
le procédé pour sé­parer les déchets ra­dio­ac­tifs de ceux qui ne le sont pas et l’évac­u­ation des premi­ers;
d.
les mesur­es des­tinées à as­surer la ra­diopro­tec­tion du per­son­nel et à éviter le re­jet de sub­stances ra­dio­act­ives dans l’en­viron­nement;
e.
les mesur­es de sûreté;
f.
des con­sidéra­tions sur les dé­fail­lances, not­am­ment la déter­min­a­tion des dé­fail­lances pos­sibles au cours de la désaf­fect­a­tion, l’évalu­ation de la fré­quence et des con­séquences ra­di­olo­giques de ces dé­fail­lances ain­si que les contre-mesur­es et les éven­tuelles mesur­es de pro­tec­tion d’ur­gence qu’il fau­dra pren­dre;
g.
le jus­ti­fic­atif de l’en­gage­ment de per­son­nel en nombre suf­f­is­ant et dis­posant des qual­i­fic­a­tions pro­fes­sion­nelles re­quises pour ac­com­plir et sur­veiller les travaux de désaf­fect­a­tion, ain­si que le jus­ti­fic­atif de l’or­gan­isa­tion idoine, avec une claire at­tri­bu­tion des com­pétences;
h.
le pro­gramme de ges­tion de la qual­ité;
i.
le rap­port de l’im­pact sur l’en­viron­nement;
j.
la liste com­plète des coûts im­put­ables à la désaf­fect­a­tion, y com­pris ceux de l’évac­u­ation des déchets ra­dio­ac­tifs et non-ra­dio­ac­tifs, ain­si que le jus­ti­fica­tif de l’ex­ist­ence des moy­ens fin­an­ci­ers.
Art. 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 con­fine­ment de sé­cur­ité de l’in­stall­a­tion nuc­léaire;
c.
les lim­ites du re­jet de sub­stances ra­dio­act­ives dans l’en­viron­nement;
d.
la sur­veil­lance des im­mis­sions de sub­stances ra­dio­act­ives et du ray­on­nement dir­ect;
e.
l’or­gan­isa­tion de la désaf­fect­a­tion.
Art. 47 Permis d’exécution  

La dé­cision de désaf­fect­a­tion règle l’ob­lig­a­tion d’ob­tenir un per­mis d’ex­écu­tion not­am­ment pour chacune des activ­ités suivantes:46

a.
le procédé util­isé pour le mesur­age de libéra­tion des matières;
b.
le con­di­tion­nement des déchets ra­dio­ac­tifs;
c.47
la dé­moli­tion des bâ­ti­ments après leur dé­con­tam­in­a­tion et le mesur­age de libéra­tion des matières;
d.
la réutil­isa­tion non-nuc­léaire de cer­taines parties de l’in­stall­a­tion av­ant la fin de la désaf­fect­a­tion;
e.
la levée des mesur­es de sûreté;
f.
de plus, lors de la désaf­fect­a­tion d’une cent­rale nuc­léaire, le dé­mont­age de la cu­ve de pres­sion du réac­teur et des parties du bâ­ti­ment qui l’en­tourent.

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

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

Art. 48 Rapports sur la désaffectation 48  

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

48 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).

Art. 49 Devoir de notification  

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

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 ra­dio­ac­tifs, 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 pro­duits d’ac­tiv­a­tion est faible;
b.
lim­iter autant que pos­sible, lors de l’ex­ploit­a­tion de l’in­stall­a­tion, les bi­ens uti­lisés dans la zone con­trôlée;
c.
dé­con­tam­iner dans la mesure du pos­sible, lor­sque c’est in­diqué, les matéri­els et les bi­ens con­tam­inés par des sub­stances ra­dio­act­ives.
Art. 51 Catégories de déchets radioactifs  

En vue de leur évac­u­ation, les déchets ra­dio­ac­tifs doivent être classés dans les caté­gor­ies suivantes:

a.
Déchets de haute activ­ité:
1.
élé­ments com­bust­ibles usés qui ne sont pas réutil­isés,
2.
solu­tions vit­ri­fiées de produits de fis­sion, is­sues du re­traite­ment d’élé­ments com­bust­ibles usés;
b.
déchets al­phat­ox­iques: déchets dont la ten­eur en émetteurs al­pha dé­passe la valeur de 20 000 becquer­el/g de déchet con­di­tion­né;
c.
déchets de faible ou de moy­enne activ­ité: tous les autres déchets ra­dio­ac­tifs.
Art. 51a Exception à l’obligation d’évacuation 49  

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

a.
aux déchets ra­dio­ac­tifs de faible activ­ité qui sont re­jetés dans l’en­viron­ne­ment con­formé­ment aux art. 111 à 116 ORaP50;
b.
aux déchets ra­dio­ac­tifs des­tinés au stock­age pour décrois­sance con­formé­ment à l’art. 117 ORaP.

49 In­troduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vi­gueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019183).

50 RS 814.501

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 capa­cité que ces en­trepôts doivent avoir;
f.
le plan fin­an­ci­er des travaux d’évac­u­ation des déchets jusqu’à la mise hors ser­vice des in­stall­a­tions nuc­léaires, en pré­cis­ant:
1.
les travaux à ac­com­plir,
2.
le mont­ant des coûts,
3.
le mode de fin­ance­ment;
g.
le concept d’in­form­a­tion.

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

3 L’IF­SN et l’of­fice sont com­pétents pour véri­fi­er le pro­gramme de ges­tion des déchets et sur­veiller son ap­plic­a­tion.51

51 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).

Section 2 Libération et conditionnement

Art. 53 Libération de matières  

1 Quiconque en­tend re­tirer des matières de la zone con­trôlée d’une in­stall­a­tion nuc­léaire doit ef­fec­tuer un mesur­age de leur libéra­tion par une méthode de qual­ité cer­ti­fiée et con­sign­er l’opéra­tion.52

2 Si la libéra­tion con­cerne des matières d’un poids supérieur à 1000 kg ou d’un volume supérieur à 1 m3, l’IF­SN doit en être in­formée au moins dix jours av­ant le trans­port de ces matières hors de l’in­stall­a­tion nuc­léaire; les doc­u­ments ap­pro­priés dev­ront lui être re­mis en même temps.53

3 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives les ex­i­gences dé­taillées auxquelles doivent ré­pon­dre le mesur­age de libéra­tion des matières et la man­ière dont elle doit être in­formée.54

52 Nou­velle ten­eur selon le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vi­gueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019183).

53 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).

54 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).

Art. 54 Conditionnement  

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

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

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

4 Une de­mande d’ap­prob­a­tion d’un col­is ou d’un type de col­is doit être sou­mise à l’IF­SN av­ant toute fab­ric­a­tion d’un col­is de déchets con­di­tion­nés.55

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;
c.
l’as­sur­ance de la qual­ité;
d.
le dossier ét­abli.

6 L’IF­SN est char­gée de ré­gler dans des dir­ect­ives le dé­tail des ex­i­gences re­l­at­ives au con­di­tion­nement et aux dossiers de de­mande.56

55 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).

56 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).

Section 3 Manipulation des déchets radioactifs

Art. 55 Compétence  

1 L’of­fice est com­pétent pour oc­troy­er:

a.
les autor­isa­tions d’opérer la ma­nuten­tion des déchets ra­dio­ac­tifs;
b.
l’ap­prob­a­tion de la con­ven­tion réglant la re­prise de déchets ra­dio­ac­tifs, visée à l’art. 34, al. 3, let. d et al. 4, LENu.

2 La com­pétence par­ticulière visée à l’art. 11, al. 2, let. f, ORaP57 est réser­vée.58

57 RS 814.501

58 In­troduit par le ch. I de l’O du 7 déc. 2018, en vi­gueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019183).

Art. 56 Demande d’autorisation; pièces à joindre  

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

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

a.
la com­pos­i­tion et les pro­priétés des déchets ra­dio­ac­tifs;
b.
les noms du re­spons­able de l’évac­u­ation, de l’ex­péditeur et du des­tinataire;
c.
la proven­ance et la des­tin­a­tion des déchets;
d.
le trans­port, avec not­am­ment le jus­ti­fic­atif du re­spect des ex­i­gences con­cer­nant le trans­port de marchand­ises dangereuses.
Art. 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;
c.
un rap­port sur les con­séquences pos­sibles des in­vest­ig­a­tions sur la géo­lo­gie et sur l’en­viron­nement;
d.
des cartes et des plans d’en­semble;
e.
l’in­dic­a­tion de la durée souhaitée de l’autor­isa­tion.
Art. 59 Programme des investigations  

Le pro­gramme des in­vest­ig­a­tions doit fournir des in­dic­a­tions sur:

a.
les ob­jec­tifs des in­vest­ig­a­tions;
b.
l’ampleur prévue des in­vest­ig­a­tions;
c.
la date du début des in­vest­ig­a­tions et leur durée prob­able.
Art. 60 Rapport géologique  

Le rap­port géo­lo­gique doit fournir en par­ticuli­er les in­dic­a­tions suivantes:

a.
une de­scrip­tion géo­lo­gique de la ré­gion con­cernée;
b.
une vue d’en­semble des études géo­lo­giques déjà en­tre­prises dans la ré­gion auxquelles le re­quérant a ac­cès et un résumé des ré­sultats ob­tenus;
c.
une de­scrip­tion des fac­teurs géo­lo­giques et hy­dro­géo­lo­giques déter­min­ant le choix de la ré­gion con­cernée.
Art. 61 Exceptions  

1 Une autor­isa­tion n’est pas né­ces­saire pour les in­vest­ig­a­tions géo­lo­giques suivantes:

a.
les levés sis­miques et autres levés géo­physiques tels que les mesur­es gravimé­triques, géoélec­triques et élec­tro­mag­nétiques;
b.
les levés géo­lo­giques en sur­face et dans des struc­tures sou­ter­raines existan­tes, y com­pris le prélève­ment d’échan­til­lons de roche;
c.
le prélève­ment d’échan­til­lons d’eaux sou­ter­raines et d’eau de source, le mesur­age de sources, les levés piézométriques peu pro­fonds et les es­sais de mar­quage;
d.
le mesur­age des gaz naturels.

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

Section 5 Dispositions spéciales concernant le stockage en couches géologiques profondes

Art. 62 Demande d’autorisation générale  

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

a.
une com­parais­on des solu­tions en­vis­age­ables du point de vue de la sé­cur­ité du dépôt;
b.
une évalu­ation des ca­ra­ctéristiques déter­min­antes pour le choix du site;
c.
le mont­ant des coûts.
Art. 63 Critères d’aptitude  

Les critères visés à l’art. 14, al. 1, let. f, ch. 1, LENu et qui doivent fig­urer dans l’autor­isa­tion générale portent sur:

a.
l’éten­due des zones de roche d’ac­cueil ap­pro­priées;
b.
les con­di­tions hy­dro­géo­lo­giques du site;
c.
la durée de stag­na­tion des eaux sou­ter­raines.
Art. 64 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 déchets;
c.
la tech­nique de récupéra­tion des col­is de déchets.

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

Art. 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 jus­ti­fic­atif de sé­cur­ité en vue de la fer­meture.

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

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

a.
les con­di­tions géo­lo­giques et hy­dro­géo­lo­giques doivent être com­par­ables avec celles qui règnent dans le dépôt prin­cip­al;
b.
le dépôt pi­lote doit être sé­paré du dépôt prin­cip­al dans l’es­pace et au plan hy­draul­ique;
c.
le mode de con­struc­tion du dépôt pi­lote, l’em­ma­gas­in­age des déchets et le comble­ment doivent être les mêmes que ceux du dépôt prin­cip­al;
d.
le dépôt pi­lote doit con­tenir une quant­ité ré­duite mais re­présent­at­ive de déchets.
Art. 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;
c.
le comble­ment et le scelle­ment des ac­cès au dépôt en pro­fondeur;
d.
la garantie de la sé­cur­ité à long ter­me.

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

a.
qu’aucune fuite in­ad­miss­ible de ra­di­o­nuc­léides ne se produira par les ac­cès au dépôt;
b.
que la sé­par­a­tion des couches aquifères ret­rouvera à long ter­me la con­figura­tion qui était la si­enne av­ant la con­struc­tion du dépôt;
c.
que le dépôt en couches géo­lo­giques pro­fondes est sig­nalé par un mar­quage dur­able.
Art. 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 défini­tive. L’of­fice in­vite al­ors l’of­fice du re­gistre fon­ci­er à radi­er la men­tion.

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

Art. 71 Dossier  

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

2 Le dossier doit faire ap­par­aître:

a.
la situ­ation et l’éten­due des con­struc­tions sou­ter­raines;
b.
l’in­ventaire des déchets ra­dio­ac­tifs stock­és, ré­partis par genre et par quant­ité dans chaque loc­al de stock­age;
c.
la con­cep­tion des bar­rières tech­niques de sé­cur­ité, y com­pris le scelle­ment des ac­cès;
d.
les élé­ments prim­or­di­aux de l’ana­lyse défin­it­ive de la sé­cur­ité à long ter­me et ses ré­sultats.

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

Art. 72 Utilisation des données géologiques  

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

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

Chapitre 6 Procédure, information et encouragement

Art. 73 Préavis de l’IFSN 59  

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

59 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).

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 can­tons et aux ser­vices fédéraux con­cernés ou à la pub­lic­a­tion et à la mise à l’en­quête pub­lique;
b.
six mois, de la fin de la procé­dure d’in­struc­tion à la date de la prise de la déci­sion.
Art. 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, l’IF­SN dev­ra sou­mettre la de­mande pour préav­is aux ser­vices spé­cial­isés de la Con­fédéra­tion. Elle leur fix­era un délai ap­pro­prié pour ré­pon­dre.60

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.

461

60 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).

61 Ab­ro­gé par le ch. 12 de l’an­nexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IF­SN, avec ef­fet au 1er janv. 2009 (RO 20085747).

Art. 76 Devoir d’information sur les événements et les constats particuliers concernant la sécurité nucléaire 62  

1 L’IF­SN in­forme le pub­lic sans délai sur les événe­ments survenus et les con­stats par­ticuli­ers opérés dans les in­stall­a­tions nuc­léaires si ceux-ci:

a.
re­présen­tent un danger pour l’in­stall­a­tion ou le per­son­nel ou s’ils ont des con­séquences ra­di­olo­giques d’une cer­taine im­port­ance aux alen­tours de l’in­stall­a­tion (événe­ments et con­stats d’éch­el­on 3 ou plus de l’échelle INES au sens de l’an­nexe 6);
b.
comptent pour la sé­cur­ité mais ont des con­séquences ra­di­olo­giques faibles voire nulles aux alen­tours (événe­ments et con­stats d’éch­el­on 2 de l’échelle INES au sens de l’an­nexe 6);

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

62 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).

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

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

2 Elles les sou­tiennent par des aides fin­an­cières ou en leur as­sur­ant le con­cours des col­labo­rat­eurs de l’of­fice ou de L’IF­SN.63

63 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).

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 négli­gence, 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 re­com­man­da­tions de l’Agence in­ter­na­tionale de l’én­er­gie atomique.

Art. 80 Abrogation du droit en vigueur  

Sont ab­ro­gées:

1.
l’or­don­nance du 11 juil­let 1979 réglant la procé­dure s’ap­pli­quant à l’auto­risa­tion générale d’in­stall­a­tions atomiques au bénéfice d’une autor­isa­tion de site64;
2.
l’or­don­nance du 27 novembre 1989 sur les mesur­es pré­par­atoires65;
3.
l’or­don­nance atomique du 18 jan­vi­er 198466;
4.
l’or­don­nance du 14 mars 1983 sur la sur­veil­lance des in­stall­a­tions nuc­léai­res67.
Art. 81 Modification du droit en vigueur  

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

Art. 82 Disposition transitoire  

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

Art. 82a Disposition transitoire relative à la modification du 26 avril 2017 68  

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

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

Art. 83 Entrée en vigueur  

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

Annexe 1 69

69 Mise à jour selon le ch. 1 de l’annexe 8 à l’O du 3 juin 2016 sur le contrôle des biens (RO 20162195) et le ch. 4 de l’annexe 11 à l’O du 26 avr. 2017 sur la radioprotection, en vigueur depuis le 1er janv. 2018 (RO 2017 4261).

(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: démonstration de la libération de du régime de l’autorisation et de la surveillance conformément à l’art. 106 ORaP70;
d.
Maintenance: toutes les mesures prises pour conserver ou rétablir l’état souhaité ainsi que les mesures de saisie et d’appréciation de l’état actuel d’équipements et de systèmes;
e.
Refroidissement du cœur: évacuation de l’énergie calorifique du cœur du réacteur par les systèmes de refroidissement, afin que pour tous les composants du cœur, la température de conception ne soit pas dépassée;
f.
Fréquence des dommages au cœur: nombre annuel de dommages au cœur dus à une défaillance, déterminé par une analyse probabiliste de la sécurité (APS);
g.
Exploitation normale:état de l’installation respectant des limites d’exploitation spécifiées et conforme aux prescriptions en vigueur;
h.
Classification de sécurité: attribution des constructions, des systèmes et des équipements d’une installation nucléaire à des catégories de structures, de sécurité ou à des catégories sismiques, selon leur importance pour la sécurité nucléaire;
i.
Défaillance: tout état de l’installation s’écartant de l’exploitation normale et réclamant l’intervention d’un système de sécurité;
j.
Système: combinaison d’équipements mécaniques ou électriques nécessaire pour opérer une certaine fonction;
k.
Technologie: connaissances spécifiques, généralement non accessibles au public ou ne servant pas à la recherche scientifique fondamentale, sous la forme de données techniques ou d’une assistance technique, qui sont nécessaires au développement, à la production ou à l’utilisation;
l.
Etat partenaire: Etat qui participe à des mesures internationales de contrôle non obligatoires en droit international soutenues par la Suisse.

Annexe 2 71

71 Mise à jour 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).

(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:

Les différentes barrières de sûreté ont les fonctions suivantes:

la protection véhicules protège des attaques qui seraient opérées au moyen de véhicules et empêche que les moyens d’attaque ne traversent l’aire de protection véhicules et ne parviennent jusqu’à la barrière périmétrique;
la barrière périmétrique entoure l’aire de sûreté. Elle sert à détecter les agresseurs, à situer le lieu de l’agression et à déclencher l’alarme;
les barrières de sûreté D, C, et B constituent une résistance qui va croissant plus on va de l’extérieur à l’intérieur. Elles entourent et protègent chacune des zones dotées de systèmes et d’équipements de sûreté spécifiques.

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

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

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

2. Sûreté des matières nucléaires et des déchets radioactifs

Catégories de matières nucléaires et de déchets radioactifs

Matière

Forme

Catégorie

I

II

III

1.
Plutonium a

non irradié b

2 kg ou plus

moins de 2 kg, mais plus de 500 g

500 g ou moins, mais plus de 15 g

2.
Uranium-235

non irradié b

Uranium enrichi à 20 % U235 ou plus

5 kg ou plus

moins de 5 kg, mais plus de 1 kg

1 kg ou moins, mais plus de 15 g

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

10 kg ou plus

moins de 10 kg, mais plus de 1 kg

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

10 kg ou plus

3.
Uranium-233

non irradié b

2 kg ou plus

moins de 2 kg mais plus de 500 g

500 g ou moins, mais plus de 15 g

4.
Combustible irradié

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

5.
Déchets radioactifs

vitrifiés

hautement radioactifs

a
Plutonium, à l’exception du plutonium ayant une teneur de plus de 80 % Pu238.
b
Matière qui n’a pas été irradiée dans un réacteur ou matière irradiée dans un réacteur et dont le débit de dose sans écran n’excède pas 1 Gy par heure à un mètre de distance.

Catégorie I

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

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

Leurtransportsera opéré selon desrègles 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 leurstockageseront opérésdans 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.

Catégorie III

Leur utilisation et leurstockageseront opérés dans un secteur dont l’accès est surveillé.

Leur transport sera opéré en prenant des précautions spéciales comprenant des arrangements préalables entre l’expéditeur, le destinataire et le transporteur, et un accord préalable entre les organismes soumis à la juridiction et à la réglementation des 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.

Annexe 3 72

72 Mise à jour selon le ch. 12 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN (RO 20085747) et le ch. 4 de l’annexe 11 à l’O du 26 avr. 2017 sur la radioprotection, en vigueur depuis le 1er janv. 2018 (RO 2017 4261).

(art. 28 et 41)

Dossier d’exploitation

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

1. Documents organisationnels

Règlement de la centrale, règlement d’exploitation

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

Règlement pour les cas d’urgence

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

Règlement de radioprotection

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

Manuel de gestion de la qualité

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

Prescriptions et directives dans le domaine de la sûreté

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

Concept de la culture de la sécurité

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

2. Documents techniques

Rapport de sécurité

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

Rapport de sûreté

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

Spécification technique

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

Programme d’inspection en service

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

Programme de surveillance du vieillissement

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

Prescriptions d’exploitation et prescriptions en cas de défaillance

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

Instruments de décision pour la gestion des accidents

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

APS à jour, spécifique de la centrale

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

a.
une analyse probabiliste des défaillances visées à l’art. 8 imputables à un événement interne ou externe et au cours desquelles des substances radioactives risquent d’être libérées;
b.
une évaluation quantitative des mesures empêchant de telles défaillances;
c.
une évaluation quantitative du risque de relâchement de substances radioactives en quantités dangereuses (risque de relâchement).

Descriptions techniques

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

3. Relevés d’exploitation

Inscriptions d’exploitation

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

Livre de quart

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

Journal de garde

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

Annexe 4

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

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

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

Le ch. 2 indique les principaux documents.

Légende du tableau au ch. 1

G Installation complète

R Technique des réacteurs

B Technique du bâtiment

S Technique des systèmes

M Technique des machines

E 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 circulation principale

MB Autres équipements mécaniques des classes de sécurité 1 à 4

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

Domaines

Demande

G

R

B

S

M

E

U

D

P

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

G1

R1/R2

B1

S1

M1

E1

U1

D1

P1

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

G2

B2 et B3 pour le 1er élément de bâtiment

S2 pour SA

M2 pour MA

E2

U2

P2

Autres permis de construire (bâtiment ou éléments de bâtiment)

B2/B3

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

D2

Permis de fabrication

M2 pour MB M3

D3

Permis de montage

S2 pour SB

S3 pour SA

E3

U3

Autorisation d’exploiter

G3

R3

P3

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

G4

R4

B4

S4

M4

E4

U4

D4

P4

2. Documents à présenter, par domaine

G Installation complète

G1

G2

G3

G4

Concepts d’installation/ bases de conception

Conception et implantation générale

Dossier requis pour l’autorisation d’exploiter

Dossiers de mise en service et pour l’exploitation continue

Rapport de sécurité pour l’autorisation de construire

APS pour l’autorisation de construire

Concept de l’installation

Spécifications du
risque

Plans d’implantation de l’installation complète

Ensembles de réglementation applicables

Concept maintenance et surveillance vieillissement

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

Spécification des conditions alentour

Programmes de gestion de la qualité des principaux fournisseurs

Programmes de mise en service

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

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

R Technique des réacteurs

R1

R2

R3

R4

Bases de conception

Analyse de sécurité provisoire

Analyse de sécurité définitive

Evaluation de la mise en service nucléaire

Dimensionnement des éléments combustibles

Dimensionnement provisoire du cœur

Définition des défaillances et des valeurs-limites de sécurité

Définition des conditions générales importantes,

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

Hypothèses, modèles de calcul concernant le comportement des substances radioactives

Analyse des défaillances et de leurs conséquences

Analyses de défaillances; spécifications techniques

Programmes de mise en service

Dimensionnement définitif du coeur

Evaluation des essais de mise en service et des résultats

B Technique du bâtiment

B1

B2

B3

B4

Bases de conception

Dimensionnement des bâtiments

Dimensionnement et exécution des éléments de bâtiments

Dossier de construction

Classification des structures

Conversion de la spécification du risque en paramètres de calcul

Propriétés du terrain,

Concept de protection des eaux souterraines

Bases de dimensionnement

Exigences applicables aux écrans de protection

Spécifications/ critères dimensionnement

Hypothèses de sollicitation

Modèle ossature/ statique générale

Dimensions
principales

Spectres de comportement par
étage

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

Concept d’attache

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

Détail construction

Plans de coffrage et d’armature

Examen de la méthode

Exigences spéciales pour la fabrication

Plans de vérification de la qualité.

Dossier d’exécution

Rapport sur l’assurance de la qualité

Rapports/surveillance chantier

Programmes maintenance

S Technique des systèmes

S1

S2

S3

S4

Concepts des systèmes

Conception

Exécution

Mise en service

Classification et concepts des systèmes

Spécifications provisoires des systèmes

Plans de connexion des systèmes

Schémas de fonctionnement

Liste composants mécaniques et électriques

Evaluation sécurité si modification de l’installation

Spécifications définitives des systèmes y c. données techniques

Plans aménagement

Plans connexion systèmes

Schémas fonctionnement

Liste composants mécaniques

Descriptions systèmes y c. analyse interactions

Schémas logiques

Liste composants électriques

Prescriptions essais de réception

Résultats tests systèmes

Prescriptions/examens périodiques de fonctionnement des systèmes et composants

Plans définitifs de connexion des systèmes et schémas de fonctionnement

M Mécanique

M1

M2

M3

M4

Bases dimensionnement

Dimensionnement

Exécution

Mise en service et dossiers établis

Systèmes de réglementation et prescriptions construction
applicables

Détail construction

Matériaux choisis pour les principaux composants

Spécifications dimensionnement

Vue d’ensemble des composants importants pour la sécurité

Programmes pour preuves ou qualifications spéciales

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

Programme examen initial

Résultats tests spéciaux de types et de qualification,

Documents finaux/ production des composants,

examen initial,

contrôle montage final et assurance qualité

Analyses de tension

Programme contrôles récurrents

Rapport surveillance construction

Programmes maintenance

E Electrotechnique et contrôle-commande

E1

E2

E3

E4

Bases équipements électriques

Conception

Justificatifs exécution

Mise en service et documentation

Technique applicable pour composants principaux et contrôle-commande

Attribution à un circuit

Bases de conception des composants 1E

Systèmes de réglementation applicables,

Procédure qualification pièces isolées et de série

Spécifications et fiches de données

Prescriptions/ qualifications

Résultats des qualifications

Programmes-tests pour mise en service de composants spéciaux

Résultats des tests,

Dossier technique,

Rapport sur l’assurance de la qualité

Programmes maintenance

U Radioprotection, déchets et protection en cas d’urgence

U1

U2

U3

U4

Critères de conception et Concepts

Dimensionnement des équipements radiologiques

Justificatif exécution

Mise en service et documentation

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

Procédé conditionnement déchets

Entreposage des déchets

Spécifications dimensionnement

Eval. dose collective exploitation, tests périodiques, révisions

PV d’examen et de réception

Résultats des tests spéciaux

Formation et perfectionnement du personnel de surveillance

Programmes d’exploitation, de contrôle et d’entretien

D Sûreté

D1

D2

D3

D4

Bases de conception (Concept sûreté)

Spécifications dimensionnement (pour constructions, systèmes, composants)

Documents exécution (pour équipements de sûreté)

Dossier exploitation (pour la mise en service)

Analyse de la menace

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

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

Concept formation et perfectionnement.

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

Règlement de sûreté

Cahiers des charges du personnel de sûreté

Plans d’exécution

Prescriptions pour mise en service

Vérification fonctionnement puis réception des équipements de sûreté

PV de contrôle et de réception

Formation de la garde d’entreprise

Intégration rapport sûreté

P Organisation de l’exploitation (personnel)

P1

P2

P3

P4

Concept de l’organisation et des interventions du personnel

Organisation

Justificatif de qualification

Règles pour l’exploitation en continu

Organigramme

Effectif du personnel

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

Plan de formation et de perfectionnement professionnel

Règles concernant l’organisation

Cahiers des charges

Programme de formation pour la mise en service

Documents d’exploitation, règlements et déroulements provisoires

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

Effectif du personnel

Programmes de formation et de perfectionnement pour le fonctionnement en continu

3. Classification de sécurité

3.1 Classes de sécurité (SK)

Les équipements mécaniques sont répartis en quatre classes de sécurité selon leur importance pour la sécurité nucléaire et pour la radioprotection:

a.
Classe de sécurité 1: équipements sous pression du système de refroidissement du réacteur jusques et y compris à la deuxième soupape de fermeture, dont la défaillance peut entraîner une fuite irrépressible de liquide de refroidissement primaire;
b.
Classe de sécurité 2: équipements des systèmes exerçant une fonction de sécurité ou qui sont importants pour la sécurité, mais qui ne sont pas attribués à la classe de sécurité 1;
c.
Classe de sécurité 3: équipements des systèmes d’appui (systèmes auxiliaires) aux fonctions de sécurité ou qui sont importants pour la sécurité;
d.
Classe de sécurité 4: équipements contenant ou pouvant contenir de la radioactivité et qui servent à retenir, traiter ou entreposer des substances radioactives liquides ou solides, mais qui ne sont pas attribués à l’une des classes de sécurité 1 à 3;
e.
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.

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 sécurité (SSE);
b.
Classe sismique II: équipements mécaniques de la classe de sécurité 4. Leur intégrité doit subsister pendant un séisme d’exploitation (OBE);
c.
Les équipements et les constructions non attribués à l’une de ces deux classes sismiques sont considérés comme non classifiés par rapport au séisme.

3.3 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.

Annexe 5 73

73 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).

(art. 37)

Rapports périodiques

Rapport

Contenu/délai de remise

Périodicité

Rapport annuel de sécurité

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

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

Année civile

Rapport annuel de sûreté

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

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

Année civile

Rapport trimestriel

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

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

Trimestre

Rapport mensuel

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

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

Mois

Rapport de révision technique

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

Délais de remise:

a.
premier rapport: 4 jours ouvrables avant la remise en service prévue de l’installation;
b.
rapport définitif: au plus tard 3 mois après la remise en service de l’installation.

A chaque révision de l’installation

Rapport de révision Radioprotection

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

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

A chaque révision de l’installation

Rapport de révision Physique

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

Délais de remise:

a.
résultats des mesurages à la puissance zéro et au démarrage: avant le lancement au-delà de 5 % de la puissance nominale de l’installation;
b.
rapport définitif: au plus tard 3 mois après la remise en service de l’installation.

A chaque révision de l’installation

Rapport dosimétrie

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

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

Année civile

Rapport sur la surveillance des alentours

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

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

Trimestre

Rapport sur les sources radioactives

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

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

Année civile

Rapport sur le réexamen complet de la sécurité approfondie

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

A rendre selon les instructions de l’IFSN.

Tous les 10 ans

Données sur l’indisponibilité de systèmes et de composants

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

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

Année civile

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

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

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

Année civile

Annexe 6 74

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

(art. 21 et 38)

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

A. Rapport d’événement et rapport sur les mesures consécutives

Rapport

Contenu

Périodicité

Rapport d’événement

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

a.
classification selon les critères ci-dessous, résumé de l’événement ou du constat et conclusions actuelles;
b.
état de l’installation avant l’événement ou lors du constat;
c.
déroulement de l’événement et comportement de l’installation, ou nature du constat;
d.
origine de l’événement ou du constat;
e.
mesures immédiates;
f.
annexes.

Pour chaque événement ou constat devant être notifié

Rapport sur les mesures consécutives

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

a.
mesures consécutives;
b.
appréciation de l’importance au titre de la sécurité;
c.
annexes.

Pour chaque événement ou constat devant être notifié

B. Classification des événements et des constats

1. Classification

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

Classe

Critères

Urgence grave

(General Emergency)

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

Urgence de site

(Site Area Emergency)

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

Etat de préparation

(Alert)

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

Evénement soumis à l’obligation de déclarer

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

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

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

Niveau

Description

Critères

7

Accident majeur

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

6

Accident grave

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

5

Accident entraînant une mise en danger du voisinage du site

Rejet de produits de fission dans le voisinage du site (en quantités équivalant, du point de vue radiologique, à un rejet de l’ordre de 500 à 5000 TBq d’iode-131).
Dommages graves au coeur avec relâchement d’une grande quantité de radioactivité à l’intérieur de l’installation.

4

Accident sans mise en danger significative du voisinage du site

Rejet supérieur aux valeurs limites autorisées de substances radioactives dans le voisinage du site, entraînant, pour l’individu le plus exposé, une dose de quelques millisieverts.
Avarie partielle du coeur du réacteur due à des effets mécaniques et/ou à une fusion.
Irradiation du personnel ayant pour effet probable un décès à court terme.

3

Incident grave

Rejet supérieur aux valeurs limites autorisées de substances radioactives dans le voisinage du site, pouvant entraîner, pour l’individu le plus exposé hors du site, une dose de l’ordre de quelques dixièmes de millisievert.
Irradiation du personnel assez forte pour qu’il faille s’attendre à des effets aigus sur la santé des travailleurs. Niveau élevé de contamination dans l’installation.
Défaillance à la suite de laquelle une panne supplémentaire des équipements de sécurité pourrait entraîner un accident, ou situation où des équipements de sécurité ne pourraient pas empêcher un accident si certains événements se produisaient.

2

Incident

Evénement ou constat accompagné de défaillances majeures de certains équipements de sécurité, mais avec des mesures préventives suffisantes pour corriger encore des erreurs supplémentaires. Evénement ou constat de niveau 1, mais avec des carences non négligeables 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 radioactivité dans l’installation, dépassant les limites admises lors du dimensionnement.

1

Anomalie

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

0

Evénements et constats sans signification pour la sécurité

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

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

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

3. Evaluation de l’intérêt public

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

Délais de notification et de rapport

Sécurité nucléaire

S

Urgence grave

A

Urgence de site

B

Alerte

M

Evénement soumis à l’obligation de déclarer

Ö

Evénement d’intérêt public

Notification par téléphone (première information)

de suite

de suite

de suite

24 heures1

de suite2

Confirmation écrite de la notification

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

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

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

24 heures1

dans les 2 h. après la 1re information

Rapport d’événement

36 heures

36 heures

10 jours

30 jours

Rapport mensuel3

Rapport sur les mesures consécutives

selon les besoins

selon les besoins

30 jours

30 jours

Rapport mensuel3

1
Dans les 24 heures entre 8 et 17 h.
2
Si l’obligation de déclarer se base aussi bien sur l’importance pour la sécurité nucléaire que sur l’intérêt public, le délai le plus court est applicable.
3
Si un rapport mensuel n’est pas requis, le notifier dans le rapport trimestriel ou annuel.

Annexe 7

(art. 81)

Modification du droit en vigueur

Les ordonnances mentionnées ci-après sont modifiées comme suit:

75

75 Les mod. peuvent être consultées au RO 2005 601.

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