Décret n° 2007-534 du 10 avril 2007 autorisant la création de l'installation nucléaire de base dénommée Flamanville 3, comportant un réacteur nucléaire de type EPR, sur le site de Flamanville (Manche)
| Jurisdiction | France |
| Record Number | JORFTEXT000000276348 |
| Date de publication | 11 avril 2007 |
| Enactment Date | 10 avril 2007 |
| Publication au Gazette officiel | JORF n°85 du 11 avril 2007 |
| Court | MINISTERE DE L'ECONOMIE, DES FINANCES ET DE L'INDUSTRIE |
| ELI | https://www.legifrance.gouv.fr/eli/decret/2007/4/10/2007-534/jo/texte,https://www.legifrance.gouv.fr/eli/decret/2007/4/10/INDI0700460D/jo/texte |
Le Premier ministre,
Sur le rapport du ministre de l'économie, des finances et de l'industrie et de la ministre de l'écologie et du développement durable,
Vu le code de l'environnement, notamment le titre Ier et le titre IV du livre V ;
Vu le code de la santé publique, notamment le chapitre III du titre III du livre III ;
Vu le code du travail, notamment le titre III du livre II ;
Vu la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, notamment son article 29 ;
Vu la loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs ;
Vu le décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié relatif aux installations nucléaires ;
Vu le décret n° 95-540 du 4 mai 1995 modifié relatif aux rejets d'effluents liquides et gazeux et aux prélèvements d'eau des installations nucléaires de base ;
Vu l'arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base ;
Vu l'arrêté du 31 décembre 1999 modifié fixant la réglementation technique générale destinée à prévenir et limiter les nuisances et les risques externes résultant de l'exploitation des installations nucléaires de base ;
Vu la demande présentée le 9 mai 2006 par Electricité de France et les dossiers joints à cette demande ;
Vu le compte rendu et le bilan du débat public organisé du 19 octobre 2005 au 18 février 2006 ;
Vu les résultats de l'enquête publique réalisée du 15 juin 2006 au 31 juillet 2006 ;
Vu l'avis de la commission interministérielle des installations nucléaires de base du 8 décembre 2006 ;
Vu l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire du 16 février 2007 ;
Vu l'avis conforme du ministre chargé de la santé du 20 mars 2007,
Décrète :
Electricité de France est autorisée, dans les conditions fixées par le présent décret, à créer sur le territoire de la commune de Flamanville (département de la Manche) une installation nucléaire de base, comportant un réacteur nucléaire de type à eau pressurisée dimensionné pour une puissance thermique de 4 500 MW et destinée à la production d'électricité.
Le périmètre de cette installation nucléaire de base est délimité par le plan annexé au présent décret (1).
Art. 2. -
I. - Les caractéristiques de la chaudière nucléaire
I-1. La puissance thermique de fonctionnement
Dans la limite de la puissance thermique de dimensionnement mentionnée à l'article 1er l'Autorité de sûreté nucléaire fixe par décision la puissance thermique maximale de fonctionnement de la chaudière nucléaire, notamment au vu des résultats des essais de démarrage du réacteur.
1-2. Le combustible nucléaire
La chaudière nucléaire est conçue de manière à pouvoir utiliser du combustible dont la matière fissile est constituée soit d'oxyde d'uranium faiblement enrichi en uranium 235, soit d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium.
II. - La prévention des accidents
Le réacteur doit être conçu, construit et exploité de manière à empêcher la survenue des situations suivantes :
II-1. La rupture des composants du circuit primaire
et de certaines tuyauteries sous pression
Des dispositions sont prises pour garantir, tout au long de la vie de l'installation, l'intégrité :
- de la cuve du réacteur, de l'enveloppe des générateurs de vapeur ainsi que du pressuriseur et des volutes des pompes principales du circuit primaire ;
- des tuyauteries primaires et secondaires principales pour lesquelles la survenue d'une rupture circonférentielle doublement débattue n'est pas retenue dans les conditions de fonctionnement de référence étudiées dans le rapport de sûreté.
Ces dispositions doivent couvrir l'ensemble des aspects suivants :
- la qualité de la conception et la vérification associée ;
- la qualité de la fabrication et les contrôles associés ;
- le suivi en service devant rendre hautement improbables non seulement l'apparition d'altérations de l'équipement remettant en cause la prévention des différents modes d'endommagement mais aussi l'absence de détection à temps de ces altérations si elles survenaient néanmoins.
II-2. Les accidents avec fusion du coeur pouvant conduire
à des rejets radioactifs précoces importants
Les accidents avec fusion du coeur pouvant conduire à des rejets précoces importants font l'objet de mesures de prévention, reposant sur des dispositions de conception, complétées si nécessaire par des dispositions d'exploitation, dont la performance et la fiabilité doivent permettre de considérer ce type de situation comme exclu.
Les situations accidentelles identifiées à ce jour sont :
- les situations de fusion du coeur survenant alors que le circuit primaire est à haute pression ;
- les situations de fusion du coeur dans la piscine de désactivation du combustible usé ;
- les accidents de réactivité résultant d'une introduction rapide dans le circuit primaire d'eau froide ou d'eau insuffisamment riche en absorbant neutronique soluble ;
- les situations de fusion du coeur avec contournement du confinement soit via les générateurs de vapeur ou les circuits connectés au circuit primaire qui sortent de l'enceinte de confinement, soit lors de l'ouverture de l'enceinte de confinement pendant les états d'arrêt ;
- les détonations globales d'hydrogène ainsi que les explosions de vapeur en cuve et hors cuve susceptibles de porter atteinte à l'intégrité de l'enceinte de confinement.
III. - Les fonctions fondamentales de sûreté
III-1. La maîtrise de la réactivité
III-1.1. Dans la cuve du réacteur
III-1.1.1. La surveillance de la réaction nucléaire
Tant qu'un assemblage de combustible est présent dans la cuve, la concentration de l'eau du circuit primaire en absorbant neutronique soluble est surveillée en permanence.
Dès lors que le combustible nécessaire au fonctionnement normal du réacteur est chargé dans la cuve, la réaction nucléaire est surveillée en permanence. Les moyens de mesure en place permettent d'effectuer cette surveillance au-delà de la puissance thermique de dimensionnement du réacteur.
Ces moyens de mesure et l'intensité des sources de comptage associées sont choisis et maintenus à un niveau de performances tel que l'exploitant n'ait jamais à faire démarrer la circulation de l'eau du circuit primaire principal ni à entreprendre la diminution de la concentration de cette eau en absorbant neutronique soluble sans disposer...
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