7 MAI 2024. - Arrêté royal complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne les établissements de stockage de déchets radioactifs

RAPPORT AU ROI Sire, J'ai l'honneur de soumettre à la signature de Votre Majesté un arrêté complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne les établissements de stockage de déchets radioactifs. 1. Introduction L'Agence fédérale de Contrôle nucléaire (AFCN) est membre de l'organisation non gouvernementale « Western European Nuclear Regulator's Association » (WENRA) qui a notamment pour objectif d'harmoniser les approches en matière de sûreté nucléaire en Europe.A côté du groupe de travail s'occupant des réacteurs électronucléaires, la WENRA a créé un autre groupe de travail baptisé « Waste and decommissioning » (WGWD) qui a proposé, ces dernières années, des niveaux de référence pour le stockage définitif des déchets radioactifs solides, y inclus les combustibles usés déclarés comme déchets.

Ces niveaux de référence ont été traduits en proposition réglementaire, l'objectif étant d'intégrer ce texte relatif aux installations de stockage dans l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires, comme chapitre 4 intitulé : « Prescriptions de sûreté spécifiques pour les installations d'entreposage de combustible nucléaire usé et de colis de déchets radioactifs ».

En intégrant ce projet de texte dans cet arrêté, il a été possible de limiter le texte réglementaire aux aspects spécifiques au stockage, dès lors que les prescriptions de sûreté génériques, également valables pour les installations de stockage de déchets radioactifs sont déjà traitées dans le chapitre 2 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Cette proposition d'arrêté complète la transposition de l'article 5 b) de la directive 2011/70/EURATOM du 19 juillet 2011 établissant un cadre communautaire pour la gestion responsable et sûre du combustible nucléaire usé et des déchets radioactifs. En effet, cette directive requiert que « Les Etats membres établissent et maintiennent un cadre national législatif, réglementaire et organisationnel ... qui prévoit : ... des dispositions nationales concernant la gestion sûre du combustible nucléaire usé et des déchets radioactifs. » Cet arrêté a été établi en tenant compte de la répartition des compétences entre l'ONDRAF et l'AFCN en matière de stockage de déchets radioactifs. Certains niveaux de référence WENRA relèvent en effet entièrement ou partiellement des attributions de l'ONDRAF, notamment en ce qui concerne l'établissement de critères d'acceptation. Les autres niveaux de référence qui relèvent intégralement ou partiellement des attributions de l'AFCN ont quant à eux été intégrés dans ce projet de texte réglementaire.

La récupérabilité, la réversibilité et le suivi sont des concepts qui relèvent de la politique nationale. Ce sont des principes qui nécessitent un débat social et politique ainsi qu'une discussion et une décision éclairées, en tenant compte des résultats scientifiques.

Le résultat de cette discussion et de cette décision peut avoir un impact sur le présent arrêté royal et celui-ci sera donc adapté le cas échéant afin d'aligner les réglementations.

Si des propositions visant à compléter le présent projet d'arrêté font suite aux conclusions du débat social organisé dans le cadre de la Politique national « stockage en profondeur » (AR du 28/10/2022), elles seront évaluées par l'AFCN et, si nécessaire, l'AFCN proposera un projet d'AR complétant le présent arrêté. 2. Critères de conformité et critères d'acceptation L'ONDRAF a établi des critères d'acceptation pour les déchets, qui sont vérifiés au moment de leur prise en charge, accompagnée de leur transfert de propriété.Via ces critères d'acceptation, l'ONDRAF s'assure, pour les déchets qu'il prend en charge, de la sûreté et de la faisabilité pratique de leur gestion ultérieure. Concrètement, cela implique que : 1. Les déchets sont conformes aux exigences opérationnelles et aux conditions d'autorisation des installations de traitement, d'entreposage et de stockage définitif (de Belgoprocess).2. Ces déchets sont compatibles avec des scénarios de référence de gestion sûre (comprenant le transport, le traitement, l'entreposage et le stockage définitif), établis sur base des conditions d'autorisation des installations/activités existantes et des connaissances techniques et scientifiques relatives aux concepts d'installations envisagées. Les critères de conformité sont les critères spécifiques auxquels les déchets doivent satisfaire pour pouvoir être traités/entreposés/stockés dans une installation donnée. Ces critères de conformité sont précisés dans l'autorisation de création et d'exploitation et/ou dans le rapport de sûreté de l'installation. Les critères de conformité assurent la compatibilité des déchets avec l'installation dans laquelle ils sont traités/entreposés/stockés et peuvent donc différer des critères d'acceptation de l'ONDRAF, dont les objectifs sont différents. 3. Approche graduée La mise en oeuvre des prescriptions énoncées dans l'arrêté royal devra faire l'objet d'une approche graduée, c'est-à-dire être proportionnée aux risques inhérents aux déchets stockés.4. Contenu par article

Article 1er. Le présent arrêté vise à transposer partiellement la directive 2014/87/Euratom du Conseil du 8 juillet 2014 modifiant la directive 2009/71/Euratom établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires.

Articles 2 et 3: Définitions et champ d'application Certaines notions spécifiques au stockage sont définies. L'objectif de sûreté tel qu'il est défini dans cet arrêté s'étend au-delà de l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

L'objectif de sûreté vise ainsi à protéger, à court et à long terme, l'homme et l'environnement contre les dangers des rayonnements ionisants.

Les notions de stockage, d'installation de stockage, de périodes et de phases telles qu'elles sont définies dans l'arrêté royal portant régime d'autorisation des établissements de stockage de déchets radioactifs sont d'application.

Deux composants, barrières ou fonctions de sûreté sont complémentaires lorsque la défaillance de l'un d'entre eux est compensée par les performances de l'autre. En fonction du concept de sûreté, cette compensation peut être totale ou partielle.

La Figure 1 schématise les périodes et les phases de la vie d'un stockage. La durée de vie de l'établissement se termine par l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

La période pré-opérationnelle débute par l'adoption de la politique nationale relative aux déchets à stocker. Cette période peut être plus ou moins longue en fonction du type de déchets considérés et peut comporter plusieurs étapes. A titre d'exemple, l'arrêté royal instituant la première partie de la Politique nationale en matière de gestion à long terme des déchets radioactifs de haute activité et/ou de longue durée de vie décrit les étapes suivantes : 1° l'établissement du processus décisionnel participatif ;2° l'identification des modalités de réversibilité, de récupérabilité et de monitoring ;3° le choix de la solution de gestion à long terme des déchets radioactifs ;4° le choix du ou des sites sur lequel ou lesquels est mis en oeuvre le stockage. Cette période est suivie par l'autorisation de création et d'exploitation et sa confirmation, deux étapes qui s'appliquent à tout établissement nucléaire de classe 1 et qui marquent le début de la phase opérationnelle.

La spécificité d'une installation de stockage est qu'elle ne sera pas démantelée. La phase opérationnelle est ainsi suivie des phases de fermeture et de contrôle.

D'une manière générale, le Conseil d'Etat recommande de reproduire en droit interne la terminologie utilisée dans une directive, sauf si l'ordre juridique national utilise un autre terme qui relève davantage de l'usage courant et dont la signification correspond à celle du terme de la directive. Dans les autres cas, l'utilisation d'une terminologie qui ne correspondrait pas littéralement à celle de la directive peut être source de confusion. En principe, l'utilisation d'un autre terme est également possible lorsque celui-ci a une signification plus large que le terme utilisé dans la directive et que les dispositions de celle-ci ne s'y opposent pas. Dans ce cas, la réglementation nationale sera plus large que celle visée par la directive. C'est, en l'occurrence, le cas pour le terme de `fermeture' tel qu'il est défini dans le projet d'arrêté.

Suite aux commentaires du Conseil d'Etat, le présent rapport au Roi a été complété à divers endroits : - les articles 59.3 et 68.2 en projet ont été illustrés par des exemples ; - le commentaire de l'article 61.1 en projet précise que le caractère économiquement valorisable doit être évalué par l'exploitant sur base de la teneur limite (« teneur de coupure »).

Pour la consultation du tableau, voir image Le champ d'application du présent arrêté est limité aux installations spécifiquement conçues et construites pour le stockage de déchets radioactifs solides ou solidifiés (conditionnés ou non) en surface .

L'article 4 introduit un nouveau chapitre dans l'arrêté royal du 30 novembre 2011.

Ce chapitre comporte les articles 59 à 74.

Art. 59.- Politique de sûreté L'article 59 complète l'article 3 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Les principes fondamentaux renvoient aux principes fondamentaux de sûreté énoncés par l'AIEA (Normes de sûreté N° SF-1). Le respect de ces principes, ainsi que des principes de radioprotection visés au chapitre III du Règlement général, contribue à assurer la sûreté pendant les phases opérationnelle et post-opérationnelle.

L'application du principe de défense en profondeur vise à prévenir la défaillance du système de stockage en s'assurant que seule une combinaison de défaillances pourrait compromettre la sûreté du système de stockage. Ainsi, la conception du système de stockage doit viser à réduire la probabilité d'occurrence de telles combinaisons et à limiter les conséquences de toute défaillance éventuelle.

L'application du principe de démontrabilité vise à prendre toutes les dispositions lors de la conception, la construction, l'exploitation, la fermeture et la surveillance de l'établissement de stockage afin de pouvoir démontrer la faisabilité technique du stockage et sa capacité à assurer la protection de l'homme et de l'environnement.

La maîtrise des techniques fait appel au principe `Best Available Technique' au sens de la directive 2010/75/UE qui requiert de recourir à des techniques fiables et éprouvées à l'échelle industrielle visant à prévenir et, lorsque cela n'est pas possible, à réduire les émissions et l'impact du stockage sur l'environnement dans son ensemble. Cela concerne les techniques utilisées durant les phases de construction, opérationnelles, de fermeture et de contrôle.

Les aléas de construction font référence aux évènements susceptibles d'engendrer un écart par rapport aux conditions optimales lors de la construction et de la mise en place des composants du système de stockage. Des exemples de tels évènements sont le blocage d'un tunnelier ou des problèmes rencontrés lors de la mise en place d'un composant.

La stratégie de sûreté constitue le référentiel guidant les itérations successives du développement et de la réalisation du système de stockage. Cela implique de définir des orientations stratégiques relatives à la conception et à la réalisation faisant l'objet de l'art. 61.3, à la gestion faisant l'objet de l'art. 60 et à l'évaluation de sûreté faisant l'objet de la section IV. Les orientations stratégiques sont définies pour l'ensemble des périodes de la vie du site de stockage.

Les contraintes liées aux circonstances existantes doivent être identifiées et leurs implications sur la stratégie de sûreté évaluées.

Les circonstances existantes constituent l'ensemble des éléments qui ne font pas l'objet d'une optimisation de la protection proprement dite mais qui doivent néanmoins être prises en compte pour celle-ci.

Elles comprennent notamment le cadre réglementaire national et international, l'état de l'art, la géologie de la Belgique, des conditions imposées par différents stakeholders qui - sous réserve de ne pas pénaliser le niveau global de sûreté - doivent être prises en compte, et des contraintes budgétaires.

La variété des demandes émanant des stakeholders peut être à l'origine de circonstances existantes très diverses. Il est donc important qu'elles soient identifiées de manière transparente.

Par robustesse du système de stockage ou d'un de ses composants, on entend sa capacité à atteindre les performances attendues en dépit des aléas liés à la construction et l'exploitation, des sollicitations envisageables et des incertitudes associées.

Le « concept de sûreté » constitue la base de la conception d'un stockage et un référentiel pour l'évaluation de la sûreté. Il doit être adapté aux déchets à stocker. Les durées pendant lesquelles l'isolement, le confinement et les fonctions de sûreté des composants sont assurés par le système de stockage et ses composants doivent être précisées et argumentées.

L'article 59.3 dispose que l'Agence peut déterminer les exigences minimales dans un règlement technique.

Ces exigences ou attentes d'ordre technique peuvent, par exemple, être les suivantes : - les attentes quant à la manière dont les principes d'optimisation et de défense en profondeur doivent être interprétés dans le contexte du stockage ; - les dispositions à prendre lors de la conception, de la construction, de l'exploitation, de la fermeture et du suivi de l'installation d'entreposage pour garantir le respect du principe de démontrabilité.

Art. 60.- Système de gestion L'article 60 complète l'article 5 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Art. 61.- Base de conception et de réalisation Fonctions de sûreté Les fonctions de sûreté du système de stockage sont établies dans le concept de sûreté et assurent au minimum les capacités d'isolement des déchets et de confinement des radionucléides. Elles sont assignées aux composants ou ensemble de composants participant à la sûreté du système de stockage.

L'isolement implique que les déchets radioactifs soient éloignés de l'homme et de la biosphère, que des barrières soient interposées entre eux, et que les sollicitations externes susceptibles de dégrader prématurément l'intégrité du système de stockage soient identifiées et minimisées.

La vraisemblance d'une intrusion humaine par inadvertance et les conséquences différées de celle-ci doivent être réduites. La conception du système de stockage doit réduire, d'une part, la probabilité d'occurrence d'une intrusion humaine par inadvertance dans le système de stockage et, d'autre part, les conséquences différées d'un tel événement sur l'homme et l'environnement, ainsi que sur les performances du système de stockage.

Le confinement implique d'empêcher et limiter, autant que possible, le relâchement de radionucléides hors des barrières de confinement du système de stockage. Le transport des radionucléides par advection au sein du système de stockage doit être réduit. Les hétérogénéités et les discontinuités susceptibles de constituer des chemins préférentiels vers les aquifères doivent être évitées.

La partie des couches géologiques appartenant aux barrières de confinement ne peut pas contenir d'eau souterraine exploitable ni de ressources naturelles considérées comme économiquement valorisables. A l'exception de l'eau, le caractère « économiquement valorisable » ne porte pas sur les composants constitués de matières ordinaires, abondantes et très répandues dans la région du site de stockage.

L'eau est considérée comme exploitable lorsqu'elle est emmagasinée en quantité utilisable dans un composant naturel transmissif, c-à-d. un composant pouvant produire plus de 10 m3 par jour en moyenne à partir d'une source individuelle (Débit repris de l'arrêté royal du 31 mai 2016 relatif à la protection de la santé de la population en ce qui concerne les substances radioactives dans les eaux destinées à la consommation humaine). La notion d'exploitabilité de l'eau est indépendante de sa qualité et de sa composition chimique.

Les risques de criticité doivent être exclus au sein du système de stockage et dans son environnement, pour toutes les situations raisonnablement envisageables. L'analyse de risques porte sur les périodes opérationnelle et post-opérationnelle, en tenant compte des incertitudes associées.

L'article 61.1, cinquième alinéa, en projet de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 dispose que la partie des couches géologiques appartenant aux barrières de confinement ne peut pas contenir de « ressources naturelles considérées comme économiquement valorisables ».

L'exploitabilité d'un gisement dépend de la teneur limite (« teneur de coupure »). La teneur limite désigne la teneur minimum du minerai ou du minéral valorisable à partir de laquelle un gisement devient économiquement exploitable lorsque l'on considère les coûts d'extraction spécifiques à ce gisement et le prix actuel ou l'estimation du prix du minerai extrait. L'exploitant est tenu de fournir une évaluation de cet aspect dans le dossier de sûreté sur base des données existantes.

Programme de caractérisation du site et de son environnement La connaissance des caractéristiques du site et de son environnement doit permettre une compréhension suffisante du système de stockage nécessaire à l'évaluation de la sûreté. Un programme de caractérisation du site et de son environnement doit être conçu et mis en oeuvre pour acquérir cette connaissance et établir l'état de référence avant la construction du stockage.

Le programme de caractérisation de l'environnement se limite à l'environnement pouvant affecter le système de stockage ou être affecté par celui-ci.

Conception et réalisation de l'établissement La conception et la réalisation du système de stockage doivent garantir que les performances visées seront atteintes. La réalisation du système de stockage doit faire appel aux meilleures techniques disponibles et les techniques utilisées doivent être maîtrisées.

Lorsque de nouvelles techniques nécessitent d'être développées, leur faisabilité, leur maîtrise et leur fiabilité doivent être démontrées.

Les choix de conception et de réalisation et la caractérisation des composants du système de stockage doivent permettre d'acquérir la confiance dans l'évolution attendue du système de stockage.

Récupérabilité La récupérabilité porte sur l'ensemble des opérations physiques de récupération des déchets et désigne « la capacité à récupérer des déchets après leur mise en place dans une installation de stockage ».

Il est à priori toujours possible de récupérer un déchet. Toutefois, les besoins en ressources humaines et financières, ainsi que le risque radiologique pour les travailleurs associés à cette récupérabilité augmentent à chaque étape de la phase de fermeture.

La sûreté nécessite de mettre les déchets stockés dans leur configuration définitive aussitôt que possible pour assurer la sûreté de manière passive. La récupérabilité pourrait toutefois être soumise à certaines contraintes émanant d'une demande sociétale.

En cas de non-conformité constatée d'un déchet ou de son emballage au moment de son emplacement dans l'installation de stockage, la récupérabilité implique de prendre des dispositions au niveau de la conception et de l'exploitation permettant sa récupération de manière simple, c'est-à-dire par des moyens similaires à ceux utilisés pour sa mise en place.

La capacité de pouvoir récupérer les déchets après leurs mises en place doit être analysée en fonction des différentes étapes de la fermeture du stockage, ainsi que des risques associés et des implications sur la sûreté.

Optimisation de la protection Appliqué aux stockages, le principe d'optimisation de la protection doit être interprété dans un sens global, c'est-à-dire celui de la protection radiologique et non radiologique à court et à long terme.

L'optimisation de la protection concerne le système entier (c'est-à-dire l'ensemble des composants qui remplissent une fonction de sûreté, c'est-à-dire la formation hôte, les barrières ouvragées, la couverture géologique) et sa localisation (site). Pour servir cet objectif, l'optimisation visera à prévenir et réduire les futures expositions en évaluant : - la dose pour la protection radiologique à court terme ; - les performances d'isolation et de confinement, la robustesse et la démontrabilité pour la protection radiologique post-opérationnelle.

L'optimisation de la protection nécessite de s'assurer en permanence que le meilleur a été réalisé pour la sûreté, compte tenu des « circonstances existantes », et que tout ce qui était raisonnable d'entreprendre a bien été mis en oeuvre.

Le caractère optimal des options choisies est considéré atteint lorsque le gain de protection devient minime en regard des moyens (humains, financiers, ...) mis en oeuvre.

Le processus d'optimisation doit être systématique et structuré pour s'assurer que tous les aspects pertinents ont été pris en compte. Un historique des choix et des décisions doit être tenu à jour.

Les termes « optimiser », « minimiser », « autant que possible », « au maximum », « le plus longtemps possible » et « dès que possible », utilisés dans le présent arrêté, doivent être compris dans l'esprit de l'optimisation de la protection.

Etablissement de la base de conception L'article 61.7 complète l'article 7.3 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Analyse des évènements de la base de conception L'article 61.8 complète l'article 7.3 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Art. 62.- Classement des structures, systèmes et composants L'article 62 complète l'article 8 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Art. 63.- Limites et conditions d'exploitation L'article 63 complète l'article 9 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Art. 64.- Prescriptions relatives à la construction et à l'exploitation des installations Seuls les déchets sous forme solide satisfaisant aux critères et aux exigences de conformités peuvent être acceptés pour mise en stockage.

L'inventaire des déchets stockés doit être tenu à jour.

La sûreté en période opérationnelle et post-opérationnelle doit être optimisée dans son ensemble dès les premières phases et tout au long du cycle de vie du stockage. Les impacts respectifs des aspects opérationnels et post-opérationnels doivent être dûment pris en compte et évalués.

Bien que reposant également sur des moyens actifs, la sûreté en période opérationnelle et en phase de contrôle doit être assurée, autant que raisonnablement possible, par des moyens passifs. Durant la phase de contrôle, les moyens actifs se limitent principalement au programme de surveillance et aux moyens mis en place pour assurer la sûreté du site.

Art. 65.- Gestion du vieillissement L'article 65 complète l'article 10 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Art. 66.- Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels L'article 65 complète l'article 12 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Art. 67.- Procédures de gestion d'accidents Des procédures de gestion d'accidents doivent être établies d'une manière systématique sur base d'une analyse des risques d'accidents possibles. Ces procédures doivent être adaptées aux différentes configurations de l'établissement de stockage pendant les différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Lorsque les procédures de gestion d'accidents impliquent de recourir à des moyens extérieur à l'établissement de stockage, les responsabilités entre l'exploitant et les services de secours extérieurs concernés doivent être établies.

Art. 68.- Contenu et mise à jour du rapport de sûreté L'article 68 complète l'article 13 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Dans le cadre d'un stockage, l'évaluation de la sûreté peut s'étendre au-delà de l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation. En fonction du type de déchets et de l'activité des déchets, cette période peut s'étendre sur plusieurs centaines de millier d'années.

Dès lors, l'évaluation de sûreté doit considérer un ensemble de scénarios représentatifs des comportements possibles du système de stockage. L'ensemble de ces scénarios doit couvrir toutes les évolutions possibles du système et de son environnement. Le rapport de sûreté doit identifier les incertitudes et montrer la manière dont elles sont gérées.

L'évaluation de la sûreté doit s'appuyer sur l'état de l'art, ainsi que sur une connaissance et une compréhension suffisantes du système de stockage dans son environnement.

L'article 68.2 dispose que l'Agence peut déterminer les exigences minimales dans un règlement technique.

Ces exigences minimales relatives à l'évaluation de la sûreté peuvent, par exemple, être les suivantes : - les attentes par rapport à la gestion des incertitudes ; - les attentes par rapport aux scénarios à considérer ; - les exigences par rapport aux modèles utilisés (ex. validation) ; - les critères d'évaluation des performances du système de stockage et de ses composants ; - les exigences par rapport aux indicateurs d'impact radiologique ; - les exigences par rapport à la définition de l'impact radiologique.

Art. 69.- Révisions périodiques L'article 69 complète l'article 14 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Art. 70.- Protection contre les incendies d'origine interne L'article 70 complète l'article 17 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Art. 71.- Surveillance L'article 71 complète l'article 9.5 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires.

Appliqué aux stockages, le terme de « surveillance » inclut les tests, les inspections et le monitoring pendant les périodes opérationnelle et post-opérationnelle jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Dans le cadre de la surveillance, le monitoring consiste en des observations et mesures continues ou périodiques contribuant à évaluer le comportement des composants du système de stockage ou des impacts du stockage sur le public et l'environnement. Les résultats du monitoring permettent notamment de vérifier les hypothèses du rapport de sûreté.

Lors de la révision périodique visée à l'article 69, l'exploitant est tenu d'évaluer la nécessité de prendre des mesures de surveillance et de récupérabilité pour des raisons de sûreté nucléaire et de radioprotection et, le cas échéant, d'ajuster ces mesures.

Lorsqu'il introduit une demande d'abrogation de l'autorisation visée dans l'arrêté royal du 22 avril 2024 fixant le régime d'autorisation des établissements de stockage de déchets radioactifs, l'exploitant doit démontrer qu'il n'est pas nécessaire de prolonger les mesures de surveillance et/ou de récupérabilité pour des raisons de sûreté nucléaire ou de radioprotection. Il prend, par exemple, en compte la performance du système et l'impact radiologique.

La surveillance pourrait être prolongée au-delà de l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation - qui libère l'exploitant de ses obligations en matière de surveillance - dans les contextes : ? du contrôle des safeguards, tel qu'il est requis par les instances internationales compétentes (Euratom, AIEA) ; ? d'une demande sociétale s'inscrivant en sus des obligations réglementaires nucléaires.

La surveillance au-delà de l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation ne peut entraver la sûreté du stockage et ne peut donc pas être intrusive, c'est-à-dire nécessiter un câblage traversant les barrières de confinement.

La conception du programme de surveillance concerne notamment la détermination de l'état de référence, la sélection des processus et paramètres à suivre, les plages de mesure utiles, le choix des dispositifs de mesure et d'échantillonnage, leur localisation, la fréquence des mesures et leur démantèlement éventuel.

Lors de la phase de conception, les conséquences d'un possible dysfonctionnement des dispositifs de mesure et d'échantillonnage sur la réalisation des objectifs du programme de surveillance, et sur l'analyse des résultats et sur la confiance dans la sûreté post-opérationnelle doivent être évaluées.

Le programme de surveillance et les choix des dispositifs de mesure et d'échantillonnage doivent être justifiés par rapport à leurs objectifs.

Art. 72.- Rapports d'activités L'exploitant est tenu d'établir régulièrement des rapports d'activités. Ces rapports sont transmis à l'Agence et aux communes avoisinantes, où ils peuvent être consultés par la population.

Art. 73.- Mise en configuration finale L'autorisation de la fermeture du stockage nécessite que les résultats de l'évaluation de sûreté aient permis de démontrer la sûreté du stockage, hypothèse faite que le stockage soit fermé conformément aux spécifications du rapport de sûreté. Lorsque la sûreté du stockage a été démontrée et vérifiée par l'Agence, l'installation ne peut être laissée ouverte plus longtemps que nécessaire.

Le respect de cette prescription permet de : ? rendre le système de stockage robuste le plus tôt possible vis-à-vis des sollicitations d'origines internes et externes ; ? limiter les risques d'intrusion ; ? s'affranchir des incertitudes contextuelles (incluant notamment les incertitudes liées au contexte politique, institutionnel, social, économique et technologique) ; ? ne pas imposer de contraintes excessives aux générations futures.

Art. 74.- Prescriptions spécifiques aux établissements de stockage en surface de déchets radioactifs L'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation doit pouvoir intervenir au plus tard 350 ans après la première confirmation de l'autorisation de création et d'exploitation. Le contenu en radionucléides qui pourrait avoir un impact sur la protection de la population et de l'environnement contre les risques des rayonnements ionisants après l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation doit dès lors être réduit autant que possible.

Les articles 5 à 7 de l'arrêté ne nécessitent aucun commentaire.

J'ai l'honneur d'être, Sire, de Votre Majesté le très respectueux et très fidèle serviteur, La Ministre de l'Intérieur, A. VERLINDEN CONSEIL D'ETAT section de législation Avis 75.800/16 du 2 avril 2024 sur un projet d'arrêté royal `complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne les établissements de stockage de déchets radioactifs' Le 4 mars 2024, le Conseil d'Etat, section de législation, a été invité par la Ministre de l'Intérieur à communiquer un avis dans un délai de trente jours, sur un projet d'arrêté royal `complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne les établissements de stockage de déchets radioactifs' Le projet a été examiné par la seizième chambre le 26 mars 2024. La chambre était composée de Pierre LEFRANC, président de chambre f.f., Toon MOONEN et Tim CORTHAUT, conseillers d'Etat, Jan VELAERS et Johan PUT, assesseurs, et Eline YOSHIMI, greffier.

Le rapport a été présenté par Lennart NIJS, auditeur.

La concordance entre la version française et la version néerlandaise de l'avis a été vérifiée sous le contrôle de Tim CORTHAUT, conseiller d'Etat.

L'avis, dont le texte suit, a été donné le 2 avril 2024. 1. En application de l'article 84, § 3, alinéa 1er, des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973, la section de législation a fait porter son examen essentiellement sur la compétence de l'auteur de l'acte, le fondement juridique et l'accomplissement des formalités prescrites. PORTEE DU PROJET 2.1. Le projet d'arrêté royal soumis pour avis a pour objet d'établir des prescriptions de sûreté spécifiques pour les établissements de stockage de déchets radioactifs (1) (article 3). A cet effet, l'article 4 du projet insère un nouveau chapitre 4ter dans l'arrêté royal du 30 novembre 2011 `portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires' (articles 59 à 74 en projet de l'arrêté royal du 30 novembre 2011).

L'article 59 en projet définit les principes fondamentaux de la politique de sûreté. L'article 60 en projet fixe le contenu du système de gestion. L'article 61 en projet contient les prescriptions pour la conception et la réalisation du système de stockage. Le dispositif relatif au classement des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté de l'établissement est inscrit dans l'article 62 en projet. Les articles 63 à 67 en projet renferment les règles relatives à la construction et à l'exploitation d'un établissement de stockage.

Les articles 68 et 69 en projet concernent le rapport de sûreté et l'évaluation de la sûreté. L'article 70 en projet dispose que la protection contre les incendies d'origine interne doit être organisée de telle manière que le circuit d'extinction couvre toutes les zones de l'établissement de stockage. L'article 71 en projet porte sur la surveillance, l'article 72 en projet règle l'obligation pour l'exploitant d'établir régulièrement des rapports d'activités.

L'article 73 en projet prescrit que l'installation de stockage doit être mise dans sa configuration finale dès que possible. Enfin, l'article 74 en projet contient un certain nombre de prescriptions spécifiques aux établissements de stockage en surface de déchets radioactifs. 2.2. Les articles 59 à 62 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011, qui ont déjà été renumérotés avec effet au 25 août 2024 par l'arrêté royal du 21 juillet 2023 `complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne les réacteurs de recherche', sont renumérotés en conséquence (article 5). 2.3. L'entrée en vigueur de l'arrêté envisagé est prévue le premier jour du deuxième mois suivant sa publication au Moniteur belge (article 6).

FONDEMENT JURIDIQUE 3.1. Le projet peut trouver un fondement juridique dans les articles 3, 14 et 15 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer `relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire'. 3.2. L'article 3 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer contient l'ensemble des pouvoirs confiés au Roi lui permettant d'imposer des conditions à l'utilisation des rayonnements ionisants dans des circonstances normales (2), et procure un fondement juridique étendu, qui permet de fixer plusieurs prescriptions de sûreté nucléaire (3), permettant de prendre pratiquement n'importe quelle mesure, sauf si la matière impose d'avoir égard à un principe de légalité (4) . 3.3. L'article 14 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer dispose que l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire (ci-après : l'Agence) est chargée du contrôle et de la surveillance (sans préjudice des dispositions du Chapitre IIIter et des articles 7 et 8 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer).

Selon l'article 15 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer, d'une manière générale, la mission de l'Agence comprend les investigations utiles à la définition de toutes les conditions d'exploitation des établissements où sont mis en oeuvre des rayonnements ionisants et à l'étude de la sécurité et de la sûreté des établissements où sont utilisées ou détenues des matières nucléaires ou des substances radioactives.

Etant donné que ces dispositions n'accordent pas de délégation spécifique au Roi, il convient d'invoquer à titre complémentaire le pouvoir général d'exécution (article 108 de la Constitution), combiné avec les dispositions légales citées. Dans la mesure où l'arrêté envisagé impose des missions à l'Agence, il est permis de se fonder à cet effet sur le pouvoir général d'exécution du Roi, combiné avec les articles 14 et 15 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer (5).

EXAMEN DU TEXTE Préambule 4. Au début du préambule du projet, on insérera un premier alinéa, nouveau, rédigé comme suit : « Vu l'article 108 de la Constitution ; ».

Article 1er 5.1. Le projet vise à transposer partiellement la directive 2009/71/Euratom du Conseil du 25 juin 2009 `établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires' et la directive 2011/70/Euratom du Conseil du 19 juillet 2011 `établissant un cadre communautaire pour la gestion responsable et sûre du combustible usé et des déchets radioactifs'.

A l'article 1er du projet, on précisera que l'arrêté envisagé vise à transposer partiellement ces directives (6). 5.2. L'alinéa 2 de l'article 1er règle le champ d'application du dispositif en projet. Toutefois, étant donné que le projet est un arrêté modificatif qui insère dans l'arrêté royal du 30 novembre 2011 les règles matérielles pour le stockage, cette disposition est ici sans objet. Par conséquent, l'alinéa 2 sera omis (7).

Article 2 6.1. La date de l'arrêté royal `portant régime d'autorisation des établissements de stockage de déchets radioactifs' (8) doit être complétée. Par souci de sécurité juridique, on veillera à ce que l'arrêté envisagé n'entre pas en vigueur avant l'arrêté royal `portant régime d'autorisation des établissements de stockage de déchets radioactifs'. 6.2. Le terme « fermeture », tel qu'il est défini à l'article 2, 10° (9), du projet, s'écarte de la portée conférée à cette même notion par l'article 3, point 1, de la directive 2011/70/Euratom du Conseil du 19 juillet 2011 (10) .

D'une manière générale, il est recommandé d'employer en droit national (11) la terminologie utilisée dans une directive, sauf si l'ordre juridique national utilise un autre terme qui relève davantage de l'usage courant et dont la signification correspond à celle du terme de la directive.Dans les autres cas, l'utilisation d'une terminologie qui ne correspondrait pas littéralement à celle de la directive peut être source de confusion. En principe, l'utilisation d'un autre terme est également possible lorsque celui-ci a une signification plus large que le terme utilisé dans la directive et que les dispositions de celle-ci ne s'y opposent pas. Dans ce cas, la réglementation nationale est plus large que la réglementation visée par la directive.

La définition en projet semble être plus large que la définition utilisée dans la directive 2011/70/Euratom, si bien qu'elle peut être admise.

Article 3 7. Il ressort du rapport au Roi et des explications fournies par le délégué que le chapitre 4ter en projet n'est pour l'heure applicable qu'au stockage en surface de déchets radioactifs, et donc pas au stockage géologique de ces déchets.Cette limitation doit être ajoutée à l'article 2, dernier alinéa, en projet, de l'arrêté royal du 30 novembre 2011.

Article 4

Articles 59.3 et 68.2 en projet 8. L'Agence est habilitée à préciser et/ou compléter, dans un règlement technique, « ses attentes » à l'égard de la stratégie de sûreté (article 59.3 en projet de l'arrêté royal du 30 novembre 2011) et de l'évaluation de la sûreté (article 68.2 en projet). 8.1. Le délégué a commenté cette délégation comme suit : « Het gaat erom de verwachtingen van het Agentschap, in technische termen, met betrekking tot de eisen die in het KB zijn vastgelegd, in detail te beschrijven.

Hierbij enkele voorbeelden van technische vereisten of verwachtingen: ? 59.3 Verwachtingen ten aanzien van de veiligheidsstrategie ? verwachtingen over hoe de principes van optimalisatie en verdediging in de diepte moeten worden geïnterpreteerd in de context van berging ? bepalingen te nemen tijdens het ontwerp, de bouw, de exploitatie, de afsluiting en de monitoring van de opslagfaciliteit om de naleving van het volgende aantoonbaarheidsbeginsel te waarborgen ? 68.2 Verwachtingen met betrekking tot de veiligheidsevaluatie ? verwachtingen voor onzekerheidsbeheer ? verwachtingen met betrekking tot de te overwegen scenario's ? vereisten met betrekking tot de gebruikte modellen (bijv. validatie ? criteria voor het beoordelen van de performantie van het bergingssysteem en de onderdelen ervan ? eisen met betrekking tot indicatoren van radiologische impact ? eisen voor het bepalen van radiologische impact. ». 8.2. L'attribution d'un pouvoir réglementaire à un organisme public, comme l'Agence, n'est en principe pas conforme aux principes généraux de droit public en ce qu'il est ainsi porté atteinte au principe de l'unité du pouvoir réglementaire et qu'un contrôle parlementaire direct fait défaut. En outre, les garanties dont est assortie la réglementation classique, telles que celles en matière de publication, de contrôle préventif exercé par le Conseil d'Etat, section de législation, et de rang précis dans la hiérarchie des normes, sont absentes. Pareilles délégations ne se justifient dès lors que dans la mesure où elles sont très limitées et ont un caractère non politique, en raison de leur portée secondaire ou principalement technique. Les organismes qui doivent appliquer la réglementation concernée doivent être soumis à cet égard tant à un contrôle juridictionnel qu'à un contrôle politique (12). 8.3. Vu la nature hautement technique de la matière, qui précise les prescriptions en matière de stratégie de sûreté et d'évaluation de la sûreté déjà fixées dans l'arrêté royal du 30 novembre 2011, une telle délégation à l'Agence semble pouvoir être admise. L'objectif étant, selon les explications fournies par le délégué, que l'Agence puisse fixer, entre autres, des exigences et des critères, il est toutefois recommandé de faire apparaître plus clairement cet objectif dans le projet, et de ne pas limiter la délégation en projet à des « attentes » de l'Agence. Etant donné qu'il s'agit clairement d'exigences contraignantes que l'Agence formulera, le terme « exigences minimales » semble plus correct.

Par ailleurs, il est recommandé d'intégrer les explications fournies par le délégué dans le rapport au Roi.

Article 60 en projet 9. Un « système de gestion documentaire » est intégré dans le système de gestion, afin d'assurer la traçabilité à long terme des informations et données relatives à la sûreté, et des décisions relatives à l'établissement de stockage.Une des catégories de données conservées à cet effet est l'historique d'exploitation, y compris les incidents et accidents (article 60, 4°, en projet, de l'arrêté royal du 30 novembre 2011).

A la question de savoir si l'objectif est d'y traiter également des données à caractère personnel (telles que les données de victimes de certains incidents ou accidents), le délégué a fourni la réponse suivante : « Nee, de persoonsgegevens moeten niet worden opgenomen. Het belangrijkste is om het incident te beschrijven, ongeacht wie het heeft veroorzaakt en de gegevens van slachtoffers. ».

Le Conseil d'Etat prend acte de cette réponse.

Article 61.1 en projet 10. L'article 61.1, alinéa 5, en projet, de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 prescrit que la partie des couches géologiques appartenant aux barrières de confinement ne peut pas contenir de « ressources naturelles considérées comme économiquement valorisables ».

A la question de savoir quand il est question de telles « ressources naturelles considérées comme économiquement valorisables », le délégué a fourni les précisions suivantes : « De exploiteerbaarheid van een afzetting hangt af van de `cut-off grade'. De cut-off grade is de minimum grade waarboven de afzetting economisch exploiteerbaar is, gebaseerd op de winningskosten die specifiek zijn voor de afzetting en de huidige of geschatte prijzen voor het gewonnen erts. Dit moet door de exploitant worden beoordeeld in het veiligheidsdossier op basis van bestaande gegevens. ».

Dans un souci de clarté, il pourrait être précisé dans le rapport au Roi que le caractère économiquement valorisable est évalué par l'exploitant au moyen de cette cut-off grade (« teneur de coupure »).

Article 6 11. L'entrée en vigueur de l'arrêté envisagé est prévue le premier jour du deuxième mois suivant sa publication au Moniteur belge. L'article 4 du projet vise à insérer un chapitre 4ter « après le chapitre 4bis, inséré par l'arrêté royal du 21 juillet 2023 ».

L'entrée en vigueur de l'article 4 de l'arrêté royal du 21 juillet 2023, qui insère le chapitre 4bis, a été fixée au 25 août 2024 (13).

Les auteurs du projet veilleront à ce que le projet n'entre pas en vigueur préalablement à cette date. Dans le cas contraire, l'article 4 du projet sera inapplicable. Tel est a fortiori également le cas pour l'article 5 du projet, qui se fonde sur la renumérotation réglée par l'article 5 de l'arrêté royal du 21 juillet 2023 (14).

Observation finale 12. Le projet doit être soumis à un examen supplémentaire du point de vue rédactionnel et sur le plan de la légistique (15). LE GREFFIER LE PRESIDENT E. YOSHIMI P. LEFRANC _______ Notes (1) Il ressort de l'article 1er, alinéa 2, du projet que, comme l'a confirmé le délégué, seul le stockage en surface de déchets nucléaires est visé pour l'instant.Voir également les observations 5.2 et 7. (2) Développements relatifs à la proposition de loi `relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et portant modification de la loi du 20 juillet 1978 établissant des dispositions propres à permettre à l'Agence internationale de l'énergie atomique d'effectuer des activités d'inspection et de vérification sur le territoire belge', Doc.parl., Chambre, 1991-92, n° 106/1, pp. 8-9. (3) Avis C.E. 57.591/3 du 25 juin 2015 sur un projet devenu l'arrêté royal du 10 août 2015 `complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires par des prescriptions concernant le déclassement des installations nucléaires', observation 3.1. Voir aussi : l'avis C.E. 50.241/3 du 11 octobre 2011 sur un projet devenu l'arrêté royal du 30 novembre 2011 `portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires', observation 4 ; l'avis C.E. 63.962/1/V du 20 août 2018 sur un projet devenu l'arrêté royal du 9 octobre 2018 `complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires en ce qui concerne la transposition de la Directive européenne 2014/87/Euratom', observation 3.1 ; l'avis C.E. 66.870/3 du 30 janvier 2020 sur un projet devenu l'arrêté royal du 19 février 2020 `complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne la conception des réacteurs existants, leur protection contre les phénomènes naturels et diverses dispositions annexes', observation 5.1. (4) Comparez avec l'avis C.E. 62.833/3 du 14 février 2018 sur un projet devenu l'arrêté royal du 1er mars 2018 `portant fixation du plan d'urgence nucléaire et radiologique pour le territoire belge', observations 3.1 à 3.5 ; l'avis C.E. 66.588/3 du 16 octobre 2019 sur un projet devenu l'arrêté royal du 13 février 2020 `relatif aux expositions médicales et aux expositions à des fins d'imagerie non médicale avec des équipements radiologiques médicaux', observation 5.1. (5) Comparez avec l'avis C.E. 62.743/3 du 1er février 2018 sur un projet devenu l'arrêté royal du 29 mai 2018 `complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires en ce qui concerne les installations d'entreposage de combustible nucléaire usé et de colis de déchets radioactifs', observation 3.2. (6) La directive 2014/87/Euratom du Conseil du 8 juillet 2014 `modifiant la directive 2009/71/Euratom établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires', visée à l'article 1er du projet, a pour seul objet de modifier la directive 2009/71/Euratom et ne doit donc pas être mentionnée séparément.(7) Voir aussi l'observation 7. (8) Sur lequel l'avis du Conseil d'Etat a également été demandé (dossier 75.802/16). (9) A savoir : « l'ensemble des opérations destinées à amener l'installation de stockage de déchets radioactifs dans sa configuration finale ».(10) L'article 3, point 1, de la directive 2011/70/Euratom définit une `fermeture' comme étant « l'achèvement de toutes les opérations consécutives au dépôt de combustible usé ou de déchets radioactifs dans une installation de stockage, y compris les derniers ouvrages ou autres travaux requis pour assurer, à long terme, la sûreté de l'installation ».(11) Pour autant qu'il n'existe pas de discordance entre le texte français et le texte néerlandais de la directive.(12) Comparez avec les critères d'évaluation qu'utilise la Cour constitutionnelle pour apprécier les délégations de pouvoir réglementaire par le législateur à une autorité administrative autonome ou à un organisme public décentralisé ;voir C.C., 11 juin 2015, n° 86/2015, B.22.4 et C.C., 9 juin 2016, n° 89/2016, B.9.6.4 : « Les articles 33, 105 et 108 de la Constitution ne s'opposent pas à ce que, dans une matière technique déterminée, le législateur confie des compétences exécutives spécifiques à une autorité administrative autonome soumise tant au contrôle juridictionnel qu'au contrôle parlementaire et n'interdisent pas au législateur d'accorder des délégations à un organe exécutif, pour autant qu'elles portent sur l'exécution de mesures dont le législateur compétent a déterminé l'objet, en particulier dans les matières techniques et complexes » ; voir C.C., 19 novembre 2015, n° 162/2015, B.8.4 : « L'article 33 de la Constitution et l'article 20 de la loi spéciale du 8 août 1980 [de réformes institutionnelles] ne s'opposent pas à ce que le législateur confie des compétences exécutives spécifiques à un organisme public décentralisé qui est soumis à une tutelle administrative et à un contrôle juridictionnel ». Voir aussi C.C., 14 mai 2020, n° 67/2020, B.41.2 : « Une délégation à un organisme public décentralisé qui est soumis à une tutelle administrative et à un contrôle juridictionnel n'est toutefois pas contraire au principe de légalité, pour autant que l'habilitation soit définie de manière suffisamment précise et porte sur l'exécution de mesures dont les éléments essentiels sont fixés préalablement par le législateur ». (13) A l'exception des articles 44, 45 et 46, qui relèvent de ce nouveau chapitre 4bis.Voir l'article 6 de l'arrêté royal du 21 juillet 2023. (14) En ce qui concerne également les ajouts aux articles 1er et 2 de l'arrêté royal du 30novembre 2011 (articles 2 et 3 du projet), une entrée en vigueur du projet à l'examen antérieure à l'entrée en vigueur de l'arrêté royal du 21 juillet 2023 entraînerait en outre une situation surprenante, à savoir que les alinéas renvoyant au chapitre 4ter précéderaient dans le temps les alinéas renvoyant au chapitre 4bis.(15) A titre d'exemple, on peut relever les points suivants : le premier alinéa du préambule sera supprimé et l'historique figurant au deuxième alinéa sera corrigé (le segment de phrase « l'article 14, modifié par la loi du 17 décembre 2017Documents pertinents retrouvés type loi prom. 17/12/2017 pub. 29/12/2017 numac 2017206639 source service public federal securite sociale Loi portant affectation de nouvelles missions de perception et intégration de certaines missions et d'une partie du personnel de la Caisse de Secours et de Prévoyance en faveur des marins à l'Office national de Sécurité sociale et à la Caisse Auxiliaire d'Assurance Maladie-Invalidité type loi prom. 17/12/2017 pub. 12/03/2018 numac 2017014422 source service public federal interieur Loi modifiant la loi du 15 décembre 1980 sur l'accès au territoire, le séjour, l'établissement et l'éloignement des étrangers type loi prom. 17/12/2017 pub. 09/10/2018 numac 2018014060 source service public federal interieur Loi modifiant la loi du 15 décembre 1980 sur l'accès au territoire, le séjour, l'établissement et l'éloignement des étrangers. - Traduction allemande type loi prom. 17/12/2017 pub. 09/01/2018 numac 2017014385 source service public federal mobilite et transports Loi modifiant la loi du 25 décembre 2016 instituant des amendes administratives applicables en cas d'infractions aux lois sur la navigation fermer, par la loi du 6 décembre 2018 et par la loi du 5 avril 2019 » sera remplacé par « l'article 14, modifié par la loi du 13 décembre 2017 et par la loi du 6 décembre 2018 »).A l'article 2, l'historique de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 `portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires' sera corrigé (ainsi, les mots « 19 février 2022 » doivent être remplacé par « 19 février 2020 », et l'historique doit être complété d'une référence à l'arrêté royal du 21 décembre 2023). Dans le texte néerlandais du projet, le segment de phrase de l'article 3 « gewijzigd bij besluit » sera remplacé par « gewijzigd bij koninklijk besluit », et l'historique sera complété par une référence à l'arrêté royal du 21 décembre 2023. Dans le texte néerlandais de l'article 4 (article 71.1 en projet), les mots « periodiek gerevalueerd » seront remplacés par les mots « periodiek geëvalueerd ». Dans le texte néerlandais de l'article 5 du projet, il convient d'écrire « 61 en 62 ». Enfin, il convient de compléter l'historique à l'article 5, afin qu'il apparaisse clairement qu'il s'agit des articles 59 à 62 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011, tel qu'il ont déjà été renumérotés auparavant par l'article 5 de l'arrêté royal du 21 juillet 2023. 7 MEI 2024. - Arrêté royal complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne les établissements de stockage de déchets radioactifs PHILIPPE, Roi des Belges, A tous, présents et à venir, Salut.

Vu l'article 108 de la Constitution ;

Vu la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer portant sur la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire l'article 3, modifié par la loi du 2 avril 2003 et par la loi du 19 décembre 2021, l'article 14, modifié par la loi du 13 décembre 2017 et par la loi du 6 décembre 2018 et l'article 15 modifié par la loi du 2 avril 2003, par la loi du 30 mars 2011 et par la loi du 13 décembre 2017 ;

Vu l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires ;

Vu l' arrêté royal du 28 octobre 2022 instituant la première partie de la Politique nationale en matière de gestion à long terme des déchets radioactifs de haute activité et/ou de longue durée de vie et précisant le processus d'institution par étapes des autres parties de cette Politique nationale ;

Vu l'avis no 161 du Conseil Supérieur pour la Prévention et la Protection au Travail, donné le 16 décembre 2011 ;

Vu l'avis no 8777 du Conseil Supérieur de la Santé, donné le 7 mars 2012 ;

Vu la communication à la Commission européenne, faite le 20 février 2013 en vertu de l'article 33 du Traité Euratom ;

Vu l'avis de l'Inspection des Finances, donné le 23 octobre 2023 ;

Vu l'accord de la Secrétaire d'Etat au Budget, donné le 15 novembre 2023 ;

Vu l'avis 75.800/16 du Conseil d'Etat rendu le 2 avril 2024, en application de l'article 84, § 1, premier alinéa, 1o des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973 ;

Considérant l'avis du Conseil scientifique des Rayonnements ionisants ;

Sur la proposition de Notre Ministre de l'Intérieur et de l'avis de Nos Ministres qui en ont délibéré en Conseil,

Nous avons arrêté et arrêtons :

Article 1er.Le présent arrêté vise à transposer partiellement la directive 2009/71/Euratom du Conseil du 25 juin 2009 établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires et la directive 2011/70/ Euratom du Conseil du 19 juillet 2011 établissant un cadre communautaire pour la gestion responsable et sûre du combustible usé et des déchets radioactifs.

Art. 2.L'article 1er de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires, modifié par les arrêtés royaux du 10 août 2015, 29 mai 2018, 9 octobre 2018, 19 février 2002, 21 juillet 2023 et 21 décembre 2023 est complété par l'alinéa suivant : « Pour l'application du chapitre 4ter les définitions données à l'article 1er, deuxième alinéa, de l'arrêté royal du 22 avril 2024 fixant le régime d'autorisation des établissements de stockage de déchets radioactifs s'appliquent, ainsi que les définitions suivantes : 1° objectif de sûreté : la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants.2° formation hôte : l'entité géologique - dans laquelle l'établissement est créé dans le cas d'un stockage souterrain, ou - sur laquelle l'établissement est créé dans le cas d'un stockage en surface ;3° confinement : le résultat des actions visant à empêcher et à limiter le relâchement de radionucléides en dehors d'un espace limité ;4° isolement : le résultat des actions visant à empêcher le contact entre d'une part les déchets radioactifs et d'autre part l'homme et la biosphère ainsi que le résultat des actions visant à réduire l'influence des sollicitations externes qui pourraient affecter l'intégrité de l'installation de stockage ;5° récupérabilité : la capacité à récupérer des déchets après leur mise en place dans un stockage, indépendamment de l'exercice effectif de cette capacité ;6° indépendance : deux composants, barrières ou fonctions de sûreté sont dits indépendants entre eux par rapport à une sollicitation lorsque celle-ci ne peut conduire à leur défaillance commune ;7° complémentarité : deux composants, barrières ou fonctions de sûreté sont dits complémentaires lorsque la défaillance de l'un d'entre eux est compensée par les performances de l'autre ;8° système de stockage : système composé de l'installation de stockage et des parties de l'environnement contribuant à la sûreté du stockage ;9° sollicitation : processus ou évènement, interne ou externe au système de stockage, susceptible d'influencer son comportement ;10° fermeture : l'ensemble des opérations destinées à amener l'installation de stockage de déchets radioactifs dans sa configuration finale ;11° monitoring : observations et mesures continues ou périodiques des paramètres environnementaux, d'ingénierie ou radiologiques contribuant à évaluer le comportement des composants du système de stockage ou les impacts du stockage sur le public et l'environnement ;12° surveillance : observation globale du système de stockage incluant, les tests, les inspections pendant les périodes opérationnelle et post-opérationnelle et le monitoring jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation ;13° la conception : ensemble des activités de sélection d'une formation hôte et d'un site et le développement du concept de stockage associé à ce site ;14° la réalisation : ensemble des activités de construction, de mise en place des déchets et de fermeture.»

Art. 3.L'article 2 du même arrêté, remplacé par l'arrêté royal du 19 décembre 2014 et remplacé par arrêté royal du 10 août 2015, du 29 mai 2018, du 21 juillet 2023 et du 21 décembre 2023, est complété par un alinéa rédigé comme suit : « Le chapitre 4ter du présent arrêté s'applique au stockage en surface des déchets radioactifs. »

Art. 4.Dans le même arrêté, après le chapitre 4bis, inséré par l'arrêté royal du 21 juillet 2023, il est inséré un chapitre 4ter, rédigé comme suit : « Chapitre 4ter - Prescriptions de sûreté spécifiques au stockage en surface de déchets radioactifs Section I. - Gestion de la sûreté nucléaire

Art. 59.- Politique de sûreté 59.1. Principes fondamentaux L'existence et la gestion du système de stockage ne doivent pas imposer de contraintes excessives aux générations futures.

L'exploitant prend toutes dispositions lors de la conception et pendant les phases de construction, opérationnelle, de fermeture et de contrôle de l'établissement de stockage afin que : 1° le niveau de protection des générations futures soit au minimum équivalent à celui requis pour la génération existante au moment de la délivrance de l'autorisation de création et d'exploitation ;2° les effets prévisibles sur la santé humaine et l'environnement au-delà des frontières nationales ne soient pas plus élevés qu'à l'intérieur de celles-ci ;3° la sûreté soit assurée pendant les périodes opérationnelle et post-opérationnelle. 59.2. Principes de sûreté 59.2.1. Principe de défense en profondeur La sûreté d'un système de stockage doit reposer sur un ensemble d'éléments de protection de manière à ce qu'une défaillance technique, humaine ou organisationnelle ne puisse compromettre, à elle seule, la sûreté de l'établissement de stockage.

Dès la conception, l'application du principe de défense en profondeur doit, autant que possible : 1° empêcher que l'intégrité des barrières physiques ou des composants qui remplissent une fonction de sûreté, ne soit mise en danger ;2° préserver les performances des barrières ou composants qui remplissent une fonction de sûreté lorsqu'elles/ils sont sollicité(e)s ;3° reposer sur la complémentarité et l'indépendance des barrières et/ou fonctions de sûreté des composants. L'indépendance et la complémentarité des composants, barrières et/ou fonctions de sûreté doivent être assurées par rapport aux sollicitations internes et externes raisonnablement envisageables. 59.2.2. Principe de démontrabilité Le principe de démontrabilité requiert de : 1° démontrer que le système de stockage est réalisable avec le niveau de performance requis ;2° recourir à des techniques maîtrisées.Lorsque de nouvelles techniques sont développées, leur faisabilité, leur maîtrise et leur fiabilité doivent être démontrées avant leur mise en oeuvre ; 3° démontrer que le niveau de performance du système de stockage et celui de ses composants individuels demeureront suffisants pour assurer la protection de l'homme et de l'environnement, en dépit des perturbations raisonnablement envisageables auxquelles le système de stockage peut être soumis et des aléas de construction et d'exploitation ;4° gérer les incertitudes. 59.3. Stratégie de sûreté L'exploitant élabore une stratégie de sûreté pour l'ensemble des périodes de la vie du stockage. Ces périodes comprennent les activités de conception, d'évaluation de sûreté, de surveillance, de construction, de mise en service industrielle, d'exploitation, de mise hors service définitif et de fermeture ainsi que la période post-opérationnelle.

La stratégie de sûreté doit décrire les mécanismes et méthodes concourant à atteindre l'objectif de sûreté et conditionnant sa mise en oeuvre.

Les contraintes liées aux circonstances existantes doivent être identifiées et leurs implications sur la stratégie de sûreté évaluées.

La stratégie de sûreté comprend : 1° la stratégie de conception et de réalisation, qui définit l'approche permettant de concevoir et de réaliser un système de stockage sûr, performant et robuste.Elle doit viser à optimiser les capacités d'isolement et de confinement, ainsi que la robustesse vis-à-vis des sollicitations. Les choix de conception et de réalisation, ainsi que les fonctions de sûreté du système de stockage, au cours des différentes phases de la vie du stockage, doivent être identifiés ; 2° la stratégie de gestion, qui définit l'approche permettant de respecter les dispositions réglementaires et d'appliquer les principes fondamentaux, de sûreté et de radioprotection ;3° la stratégie d'évaluation de sûreté, qui définit l'approche permettant d'évaluer la sûreté et d'établir la confiance dans les méthodes adoptées. Un règlement technique de l'Agence peut préciser et/ou compléter les exigences minimales vis-à-vis de la stratégie de sûreté. 59.4. Concept de sûreté Un concept de sûreté doit être établi.

Le concept de sûreté identifie les composants naturels et ouvragés du système de stockage assurant la sûreté, y compris les barrières d'isolement et les barrières de confinement, les fonctions de sûreté qui leur sont assignées ainsi que les performances visées, pour les différentes phases de la vie du stockage.

Le concept de sûreté décrit comment la combinaison de ces composants permet la mise en oeuvre du principe de défense en profondeur lors des différentes phases de la vie du stockage.

Art. 60.- Système de gestion Le système de gestion couvre toutes les activités et processus qui peuvent avoir une influence sur la sûreté opérationnelle et post-opérationnelle du stockage, y compris les activités réalisées par les sous-traitants ou les fournisseurs. Celles-ci concernent notamment les activités de conception, d'évaluation de sûreté, de la période opérationnelle et de la phase de contrôle.

Le système de gestion couvre les conditions normales, les incidents prévisibles et les conditions accidentelles.

Le système de gestion doit décrire les processus garantissant que les déchets radioactifs répondent aux critères de conformité repris dans l'autorisation de création et d'exploitation.

Le système de gestion intègre un système de gestion documentaire destiné à assurer la traçabilité à long terme des informations et données relatives à la sûreté, et des décisions relatives à l'établissement de stockage. Ces informations et données sont tenues à jour jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation et comprennent notamment : 1° les caractéristiques du site ;2° la conception - base de conception ;3° les données « as built » ;4° l'historique d'exploitation, y compris les incidents et accidents ;5° l'inventaire et la localisation des déchets stockés ;6° l'état du système de stockage après sa fermeture ;7° le rapport de sûreté. Ce système de gestion documentaire assure le transfert des connaissances durant les différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Le système de gestion intègre un processus visant à : 1° identifier les éventuels conflits entre les prescriptions appartenant à différentes réglementation en vigueur ;2° informer les autorités compétentes ;3° les communiquer aux autorités compétentes afin qu'elles puissent les résoudre. Section II. - Conception et Réalisation

Art. 61.- Base de conception et de réalisation 61.1. Fonctions de sûreté Les fonctions de sûreté du système de stockage doivent au minimum assurer les capacités d'isolement des déchets et de confinement des radionucléides.

Après l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation l'isolement et le confinement doivent être assurés de façon robuste par des moyens exclusivement passifs. Les durées pendant lesquelles l'isolement et le confinement sont assurés afin de garantir la sûreté post-opérationnelle doivent être précisées et argumentées dans le rapport de sûreté.

L'isolement implique que les déchets radioactifs soient éloignés de l'homme et de la biosphère, que des barrières soient interposées entre eux, et que les sollicitations externes susceptibles de dégrader prématurément l'intégrité du système de stockage soient identifiées et minimisées.

Le confinement implique de minimiser à tout instant le relâchement de radionucléides à la sortie des barrières de confinement.

La partie des couches géologiques appartenant aux barrières de confinement ne peut pas contenir d'eau souterraine exploitable ni de ressources naturelles considérées comme économiquement valorisables.

Le contact du déchet avec l'eau qui serait susceptible de favoriser le transfert des radionucléides vers l'homme et l'environnement doit être empêché le plus longtemps possible.

La préservation des capacités d'isolement et de confinement requiert de minimiser les sollicitations internes et externes, de nature physique, chimique et biologique, ainsi que les aléas de construction et d'exploitation, par la combinaison des éléments suivants : 1° le choix de la formation hôte et du site ;2° la conception des composants ouvragés, y compris le choix des matériaux ;3° les choix de construction et d'exploitation, notamment les techniques employées et le phasage. Les risques de criticité doivent être exclus au sein du système de stockage et dans son environnement, durant les périodes opérationnelle et post-opérationnelle dans toutes les situations raisonnablement envisageables, tenant compte des incertitudes associées. 61.2. Programme de caractérisation du site et de son environnement Un programme de caractérisation du site et de son environnement doit être préparé et implémenté. Ce programme fournit les informations nécessaires au rapport de sûreté. La caractérisation doit contribuer à : 1° établir l'état de référence du site et de son environnement ;2° établir la connaissance des propriétés intrinsèques du site et de son environnement ;3° comprendre l'évolution attendue du site et de son environnement ;4° identifier et comprendre les évènements et processus qui pourraient altérer l'évolution attendue du système de stockage. 61.3. Conception et réalisation de l'établissement L'établissement de stockage de déchets radioactifs doit être adapté aux caractéristiques des déchets qui lui sont destinés et au site de stockage.

La conception et la réalisation du système de stockage doivent garantir le respect des fonctions de sûreté pendant les périodes opérationnelles et post-opérationnelles.

La conception et la réalisation du système de stockage doivent garantir que les performances visées seront atteintes. Elles doivent tenir compte de la durée de vie requise des composants et des programmes de maintenance, et de surveillance.

Le système de stockage tel que construit doit présenter des marges de sûreté suffisantes vis-à-vis des incertitudes sur les perturbations de nature physique, chimique et biologique et les aléas de construction et d'exploitation raisonnablement envisageables. Ces marges doivent être proportionnées à l'évolution des risques intrinsèques associés aux déchets stockés.

Le risque d'intrusion humaine dans le système de stockage doit être faible et ce d'autant plus que le danger radiologique des déchets est élevé. Les effets différés associés à une possible intrusion doivent être minimisés. Les dispositions prises à cet effet, ne peuvent en aucun cas compromettre la sûreté du stockage.

La présence et la taille de vides dans le système de stockage dans sa configuration finale ne doivent pas compromettre la sûreté. En particulier, elles ne doivent pas compromettre la stabilité mécanique du système de stockage, ni constituer des trajectoires préférentielles pour les radionucléides et la circulation de l'eau, ni favoriser la prolifération de l'activité microbienne.

Les équipements doivent être conçus et réalisés de sorte à : 1° satisfaire aux exigences de radioprotection ;2° faciliter la maintenance et la réparation ;3° réduire le plus possible la probabilité de survenance d'incidents et d'accidents ;4° et à limiter les conséquences des incidents et accidents. 61.4. Récupérabilité La récupérabilité des déchets doit être assurée par des moyens identiques ou comparables à ceux utilisés pour leur mise en place, et ce jusqu'au démarrage des opérations de remblayage ou de scellement des unités de stockage.

Les dispositions prises à des fins de récupérabilité ne peuvent en aucun cas compromettre la sûreté du système de stockage durant la période opérationnelle et post-opérationnelle. 61.5. Optimisation de la protection La conception et la réalisation d'un système de stockage doivent optimiser la protection durant la période opérationnelle et post-opérationnelle. Le principe d'optimisation s'applique dès la sélection de la formation hôte.

Dans un règlement technique l'Agence peut préciser les éléments à prendre en considération lors de la sélection de la formation hôte et du site. 61.6 Etablissement de la base de conception La base de conception doit, pour la période opérationnelle, comprendre l'identification des conditions normales d'exploitation, des incidents de fonctionnement prévus et des accidents découlant des événements initiateurs postulés.

La base de conception doit, pour la période post-opérationnelle, comprendre la description de l'évolution attendue, des évènements initiateurs postulés et des processus de dégradation pouvant affecter la performance des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté. 61.7. Analyse des évènements de la base de conception Les évènements d'origine interne à prendre en considération dans la conception du système de stockage comprennent les défaillances d'équipements, les sollicitations internes, les erreurs humaines, d'autres risques tels que les incendies, explosions, inondations d'origine interne, ainsi que les évènements qui en découlent.

Les évènements d'origine externe à prendre en considération incluent les évènements d'origine naturelle caractéristiques du site et de son environnement, ainsi que les évènements résultant des activités humaines.

Lors de l'analyse des évènements, on considère que l'évènement initiateur survient au moment et dans les conditions les plus défavorables.

Les incertitudes qui peuvent, dans certaines circonstances, affecter d'une manière significative les résultats doivent être examinées dans l'analyse des évènements initiateurs postulés. 61.8. Instrumentation et systèmes de contrôle Une instrumentation capable de fournir les informations requises pour exploiter l'installation de manière fiable et sûre, doit être intégrée dans la conception.

Les dispositifs d'instrumentation ne peuvent pas compromettre les performances du système de stockage. 61.9. Alimentation de secours Les systèmes et composants importants pour la sûreté en période opérationnelle doivent être alimentés par une alimentation de secours appropriée. Cette alimentation doit être capable de leur fournir l'énergie nécessaire afin de garder l'installation dans un état sûr dans toutes les conditions de fonctionnement ou lors d'incidents et accidents, et dans l'hypothèse d'une perte simultanée du réseau externe. 61.10. Revue de la base de conception La base de conception du système de stockage est revue quand cela s'avère opportun notamment à la suite d'un retour d'expérience ou à la suite de toute autre nouvelle information significative pour la sûreté. Les révisions périodiques sont complémentaires à cette revue de la base de conception. La revue de la base de conception doit permettre d'identifier les éventuels besoins et opportunités d'amélioration de la sûreté.

Art. 62.- Classement des structures, systèmes et composants 62.1. Principe Les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté et leur classe de sûreté sont identifiés et justifiés pour chaque phase de la vie du stockage.

La durée pendant laquelle les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté remplissent les fonctions qui leur sont assignées doit être spécifiée et argumentée sur base du concept de sûreté. 62.2. Mesures de précaution Des mesures doivent être prévues afin qu'une défaillance de structures, systèmes et composants non classés ne se propage pas à un système, composant ou structure classé. Section III. - Exploitation

Art. 63.- Limites et conditions d'exploitation 63.1. Introduction et portée des limites et conditions d'exploitation L'exploitant identifie dans le rapport de sûreté les limites et conditions d'exploitation pour les différentes situations (normales et anormales), adaptées aux différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Celles-ci incluent notamment les critères et exigences de conformité : - des déchets et de leur emballage qui garantissent la compatibilité radiologique et physico-chimique des déchets avec le système de stockage ; - des autres composants du système de stockage leur permettant de remplir les fonctions de sûreté qui leur sont assignées. 63.2. Connaissance des limites et conditions d'exploitation Les limites et conditions d'exploitation doivent être aisément compréhensibles et leur forme doit être adaptée à l'usage des opérateurs. Elles doivent être aisément accessibles aux opérateurs chargés de l'exploitation.

Les opérateurs chargés de l'exploitation doivent connaître les limites et conditions d'exploitation associées à leurs activités.

Le personnel d'encadrement concerné doit connaître l'esprit et le contenu des limites et conditions d'exploitation, afin que les décisions d'exploitation soient prises par des personnes comprenant l'importance des limites et conditions d'exploitation pour la sûreté.

Art. 64.- Prescriptions relatives à la construction et à l'exploitation des installations 64.1. Conformité des déchets ou colis de déchets Seuls peuvent être acceptés pour mise en stockage les déchets sous forme solide satisfaisant aux critères et aux exigences de conformité repris dans le rapport de sûreté et dans les conditions de création et d'exploitation.

L'exploitant prend toutes dispositions pour que les déchets qui ne satisfont pas aux critères ou aux exigences de conformités soient entreposés temporairement de façon sûre en attente d'une décision quant à leur gestion. 64.2. Inventaire L'exploitant tient à jour l'inventaire des déchets stockés.

Le détail des informations qui doivent figurer dans l'inventaire est proposé par l'exploitant et transmis à l'autorité de sûreté pour approbation.

Dès que les rapports de réception de toutes les unités de stockage remplies d'une installation et/ou d'un établissement de stockage sont entièrement favorables, l'exploitant transmet à l'autorité de sûreté l'inventaire complet et définitif du contenu de l'installation et/ou de l'établissement de stockage. 64.3. Dispositions en période opérationnelle et en phase de contrôle Les dispositions prises durant la période opérationnelle et la phase de contrôle ne peuvent pas compromettre la sûreté post-opérationnelle.

La sûreté durant la période opérationnelle et la phase de contrôle doit être assurée, autant que raisonnablement possible, par des moyens passifs.

Les activités liées à la construction, à l'exploitation et à la surveillance de l'établissement de stockage ne doivent pas compromettre la sûreté pendant la période opérationnelle et post-opérationnelle.

Les activités liées à la comptabilité et au contrôle des matières nucléaires ne doivent pas compromettre la sûreté pendant la période opérationnelle et post-opérationnelle.

Art. 65.- Gestion du vieillissement Le programme de gestion du vieillissement tient compte des conditions ambiantes, des processus de maintenance, de la durée de vie assignée aux composants et de la stratégie de tests et de remplacements éventuels auxquels ont été soumis les systèmes, structures et composants sélectionnés.

En période opérationnelle, le programme de gestion du vieillissement doit permettre d'identifier les mécanismes, de déterminer les conséquences possibles, de limiter les principaux effets du vieillissement des structures, systèmes et composants, et de déterminer les activités nécessaires afin de maintenir la disponibilité des fonctions de sûreté et la fiabilité de ces structures, systèmes et composants tout au long de la période opérationnelle.

Pour les structures, systèmes et composants importants pour la sûreté en période post-opérationnelle, les mécanismes et conséquences possibles du vieillissement doivent être identifiés, et systématiquement analysés dans l'évaluation de la sûreté. Cette analyse doit conduire à s'assurer que les structures, systèmes et composants rempliront effectivement leur fonction pendant leur durée de vie envisagée.

Art. 66.- Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels Les principes et les programmes de maintenance et de surveillance des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté sont adaptés aux différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Art. 67.- Procédures de gestion d'accidents 67.1. Etablissement, validation et révision des procédures L'exploitant établit des procédures de gestion d'accidents d'une manière systématique sur base d'une analyse des risques d'accidents possibles. Les résultats de l'évaluation de sûreté sont exploités dans ce cadre.

Ces procédures doivent être adaptées aux différentes configurations de l'établissement de stockage pendant les différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

Les procédures de gestion d'accidents doivent être vérifiées et validées dans la forme sous laquelle elles seront utilisées afin d'assurer leur adéquation technique et leur compatibilité avec les circonstances d'utilisation.

Ces procédures de gestion d'accidents sont actualisées tous les trois ans ou plus tôt si un évènement le justifie.

Les procédures de gestion d'accidents doivent avoir pour but de prendre les dispositions adéquates pour assurer la protection des travailleurs, du public et de l'environnement en : 1° maintenant ou ramenant l'installation de stockage dans un état sûr ;2° évitant une aggravation de la situation ;3° empêchant ou limitant le plus possible les rejets de substances radioactives dans l'environnement. 67.2. Responsabilités et formation Le rôle et la responsabilité de chaque intervenant impliqué dans la mise en oeuvre d'une procédure de gestion d'accidents doivent être définis clairement et de manière univoque.

Le personnel concerné par les procédures de gestion d'accidents bénéficie de la formation initiale et des recyclages nécessaires.

La mise en application des procédures de gestion d'accidents fait l'objet d'exercices réguliers planifiés. 67.3. Moyens L'exploitant doit veiller à la disponibilité du matériel et des moyens d'intervention nécessaires pour exécuter les actions décrites dans les procédures de gestion d'accidents qui lui incombent.

Les procédures de gestion d'accidents peuvent impliquer tous les moyens existants possibles (en rapport ou non avec la sûreté) présents au sein ou à l'extérieur de l'établissement de stockage. 67.4. Gestion post-accidentelle Après la survenue d'un accident, l'exploitant réévalue, avant d'envisager tout retour en exploitation, la sûreté et investigue dans quelle mesure les fonctions de sûreté et les composants qui les remplissent ont été affectés, en particulier pour les aspects qui relèvent de la sûreté à long-terme. L'exploitant soumet cette réévaluation de sûreté à l'Agence pour approbation. Section IV. - Vérification de la sûreté nucléaire

Art. 68.- Contenu et mise à jour du rapport de sûreté 68.1. Portée et contenu du rapport de sûreté Le rapport de sûreté couvre les période opérationnelle et post-opérationnelle. Un plan des activités durant ces périodes doit être établi.

Il comporte au moins les éléments visés à l'article 4.1, premier alinéa, point 7 de l'arrêté royal portant régime d'autorisation des établissements de stockage de déchets radioactifs.

Le rapport de sûreté, y inclus l'évaluation de sûreté, démontre que la politique de sûreté visée à l'article 59 est appliquée.

Le rapport de sûreté contient une synthèse des raisonnements multiples visant à démontrer la sûreté opérationnelle et post-opérationnelle du stockage ainsi qu'une évaluation du niveau de confiance atteint.

Le rapport de sûreté propose, si nécessaire, pour la phase après l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation, l'instauration de servitudes relatives à la restriction d'usage des sols et/ou des eaux souterraines autour de l'installation de stockage ainsi que les moyens pour les mettre en oeuvre. 68.2. Evaluation de la sûreté L'évaluation de la sûreté vise à démontrer que : 1° les performances du système de stockage sont, pour chaque phase de la vie du stockage, proportionnées aux risques présentés par les déchets ;2° l'impact radiologique sur l'homme et l'environnement est acceptable pour toutes les situations d'évolution normale ou altérée raisonnablement envisageables ;3° le système de stockage et ses composants présentent une robustesse suffisante vis-à-vis des perturbations raisonnablement envisageables auxquelles ils pourraient être soumis ;4° le système de stockage résulte de la mise en oeuvre du principe de l'optimisation de la protection contre les rayonnements ionisants ;5° les incertitudes ont été étudiées et un programme approprié est mis en oeuvre pour les gérer. L'évaluation de la sûreté doit considérer l'exposition des personnes professionnellement exposées et des personnes du public résultant de l'exploitation en conditions normales, prévisibles et accidentelles.

L'évaluation de la sûreté comporte notamment : 1° une évaluation de l'impact radiologique, à l'aide d'indicateurs appropriés, en fonction de la phase considérée et des incertitudes associées.L'Agence peut préciser les indicateurs à utiliser ; 2° une analyse de sûreté qui vise à évaluer la capacité du système de stockage à assurer la protection de l'homme et de l'environnement face aux dangers liés aux déchets, y compris pour la période post-opérationnelle, au travers d'une évaluation des performances du système de stockage et de ses composants ;3° des études de sensibilité et des études d'incertitudes ;4° une analyse globale des risques. L'évaluation de la sûreté doit s'appuyer sur l'état de l'art, ainsi que sur une connaissance et une compréhension suffisantes du système de stockage dans son environnement. Ces connaissances résultent des résultats des programmes de recherche et développement, de caractérisation, de modélisation et de surveillance. Dans le but de pouvoir confirmer les hypothèses utilisées dans l'évaluation de sûreté, les informations relatives à l'évolution des propriétés intrinsèques de la formation hôte et de son environnement sont collectées tout au long des différentes phases jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation.

L'évaluation de la sûreté doit considérer un ensemble de scénarios représentatifs des comportements possibles du système de stockage.

L'ensemble de ces scénarios doit couvrir toutes les évolutions possibles du système et de son environnement.

Les scénarios suivants seront en particulier considérés : 1° un scénario représentatif de l'évolution attendue du système de stockage ;2° des scénarios représentatifs des évolutions non attendues mais raisonnablement possibles du système de stockage et/ou de son environnement ;3° des scénarios d'intrusion humaine ;4° des scénarios pénalisants destinés à calculer l'impact radiologique enveloppe des impacts associés aux différents états possibles du stockage lorsque l'évolution de ses performances ne peut plus être évaluée de façon fiable. L'Agence peut préciser dans un règlement technique ses exigences minimales vis-à-vis de l'évaluation de la sûreté concernant notamment la connaissance et la compréhension du système de stockage et de son environnement, les scénarios et les critères de radioprotection correspondants, valeurs de référence et indicateurs de radioprotection associés. 68.3. Mise à jour du rapport de sûreté La mise à jour du rapport de sûreté concerne notamment l'état actuel de l'établissement, le cadre règlementaire, l'inventaire des déchets mis en stockage, l'expérience acquise, les résultats du programme de surveillance et du résultat des révisions périodiques. La compatibilité des mises à jour avec la stratégie de sûreté doit être démontrée.

Les mises à jour doivent être réalisées aussitôt que raisonnablement possible en fonction de l'importance des modifications et des connaissances nouvelles pour la sûreté.

Art. 69.- Révisions périodiques Les critères de conformité relatifs aux déchets radioactifs, aussi bien que les contrôles pour démontrer la conformité des déchets, doivent être réévalués lors des révisions périodiques du rapport de sûreté.

La fréquence des révisions périodiques est fixée dans l'autorisation de création et d'exploitation et peut varier selon la phase de la vie de l'établissement de stockage de déchets radioactifs et selon le type d'établissement.

Les révisions périodiques incluent notamment la révision : 1° de l'expérience opérationnelle et, plus spécifiquement, les aspects liés à la protection radiologique ; 2 ° des critères de conformité et des contrôles qualité des déchets ; 3° de la connaissance relative à la période post-opérationnelle ; 4° des hypothèses du rapport de sûreté afin de confirmer leur validité ;. 5° de la conformité avec les exigences règlementaires. Section V. - Préparation à l'urgence

Art. 70.- Protection contre les incendies d'origine interne Le circuit d'extinction, y inclus ses équipements, connexions et accessoires, doit permettre de couvrir adéquatement toutes les zones de l'établissement de stockage. Cette couverture doit être justifiée par l'analyse de risque d'incendie. Section VI. - Autres Prescriptions

Art. 71.- Surveillance 71.1. Programme de surveillance L'exploitant décrit le programme de surveillance dans le rapport de sûreté et le met en oeuvre jusqu'à la levée du contrôle règlementaire.

Ce programme a notamment pour objectif d'acquérir un ensemble complet et pertinent de données contribuant à : 1° vérifier le respect des exigences réglemen-taires et les conditions de l'autorisation de création et d'exploitation ;2° vérifier que le système de stockage se comporte tel que prévu, en particulier par le suivi des paramètres donnant des informations sur l'évolution du système de stockage et de son environnement par rapport à l'état de référence initial ;3° vérifier que les hypothèses et les modèles utilisés lors de l'évaluation de la sûreté sont cohérents avec les conditions constatées ;4° supporter les décisions liées à la sûreté ;5° détecter les relâchements éventuels de radionucléides dans l'environnement et suivre leur évolution et leur impact radiologique. Ce programme établit l'état de référence avant le début de la construction de l'établissement de stockage. L'état de référence doit contenir les informations permettant d'évaluer l'incidence de la construction et de l'exploitation de l'établissement de stockage sur son environnement.

Le programme de surveillance doit être réévalué périodiquement et, le cas échéant, adapté, notamment lors du passage d'une phase à l'autre de la vie de l'établissement de stockage et lors de l'observation d'une évolution non prévue.

Les conséquences de dysfonctionnements éventuels des dispositifs de surveillance doivent être évaluées. Dès la conception, il y a lieu : 1° d'établir les limites et conditions d'utilisations des dispositifs de mesures ;2° d'établir les moyens de détection pour détecter les dysfonctionnements, ainsi que les procédures associées ;3° d'identifier les possibilités de réparation et/ou de remplacement en cas de dysfonctionnement d'un dispositif de mesure ;4° d'établir un programme de calibration des instruments de mesure. Les opérations et activités réalisées dans le cadre de la surveillance ne peuvent en aucun cas compromettre les performances du système de stockage.

Les accès au système de stockage réalisés dans le cadre de la surveillance doivent être remblayés et scellés dès que possible après la fin de leur utilisation, et au plus tard lors de la fermeture de l'installation de stockage, avec une qualité assurant le niveau de confinement et d'isolement requis. 71.2. Analyse des résultats du programme de surveillance Dans le cas où les résultats du programme de surveillance mettent en évidence un écart par rapport aux attentes décrites dans le rapport de sûreté, l'exploitant est tenu d'en identifier la cause, d'en évaluer l'incidence sur la sûreté, de mettre en oeuvre les éventuelles mesures correctrices nécessaires et d'en informer l'Agence.

Art. 72.- Rapport d'activités L'exploitant est tenu d'établir régulièrement des rapports d'activités. La fréquence est fixée dans l'autorisation de création et d'exploitation.

Ce rapport comporte : 1° un bilan des activités exercées ;2° l'inventaire mis à jour des déchets stockés ;3° un bilan des doses reçues par les travailleurs ;4° une synthèse des résultats du programme de surveillance ;5° un bilan des incidents et accidents survenus et des mesures prises pour éviter qu'ils se reproduisent ;6° le cas échéant le bilan des rejets liquides et gazeux de l'établissement ;7° toute information complémentaire demandée par l'Agence. L'exploitant transmet le rapport à l'Agence, ainsi qu'un résumé, suivant la table de matières fixée par l'Agence, aux communes avoisinantes où il peut être consulté par la population.

Art. 73.- Mise en configuration finale Une installation de stockage doit être mise dans sa configuration finale dès que possible, sans toutefois compromettre les objectifs du programme de surveillance.

Art. 74.- Prescriptions spécifiques aux établissements de stockage en surface de déchets radioactifs 74.1. Contenu en radionucléides Le contenu en radionucléides susceptible de conduire à un impact sur la protection de la population et l'environnement contre les risques des rayonnements ionisants après l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation doit être réduit autant que possible. 74.2. Durée de la phase de contrôle La durée de la phase de contrôle proposée par l'exploitant ne peut excéder 300 ans à compter du scellement de la dernière unité de stockage.

L'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation doit pouvoir intervenir au plus tard 350 ans après la première confirmation de l'autorisation de création et d'exploitation. 74.3. Couverture Une couverture doit être mise en place à l'issue du scellement de l'ensemble des unités de stockage d'une installation de stockage de déchets radioactifs en surface. 74.4. Performance d'isolement L'isolement doit être assuré a minima jusqu'à l'abrogation de l'autorisation de création et d'exploitation par l'exploitant.

Art. 5.Les articles 59, 60, 61 et 62 du même arrêté, renumérotés par l'arrêté du 21 juillet 2023 à compter du 25 août 2024, sont renumérotés en articles 75, 76, 77 en 78 à compter du 1er septembre 2024.

Art. 6.Le présent arrêté entre en vigueur le 1er septembre 2024.

Art. 7.La ministre qui a l'Intérieur dans ses attributions est chargée de l'exécution du présent arrêté.

Donner à Bruxelles, le 7 mai 2024.

PHILIPPE Par le Roi : La Ministre de l'Intérieur, A. VERLINDEN .