SERVICE PUBLIC FEDERAL INTERIEUR

Agence fédérale de Contrôle nucléaire

19 FEVRIER 2020. - Arrêté royal 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

RAPPORT AU ROI 1. Introduction L'année 2011 a été marquée par l'accident nucléaire qui s'est produit en mars à la centrale de Fukushima-Daiichi au Japon.Dès les premières leçons tirées de cet accident, en parallèle de mesures d'améliorations concrètes sur le terrain ( issues par exemple des « Stress-Tests » Européens), diverses initiatives de mise à jour et de renforcement des normes et règlementations ont vu le jour dans le monde, en particulier au niveau : ? De l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA) ; ? De la Commission Européenne, qui a publié un renforcement de sa directive « Sureté » en 2014 (Directive 2014/87/Euratom) ; ? De l'association des régulateurs nucléaires européens, la WENRA. Le présent arrêté intègre les niveaux de référence de sûreté pour les réacteurs existants que la WENRA a publiés fin 2014 dans un but d'harmonisation européenne des pratiques de sûreté nucléaire, tenant compte de l'expérience acquise de l'accident de Fukushima-Daiichi. Par rapport aux niveaux de référence de 2008, ces niveaux de 2014 ont apporté (en suivant la numérotation de la publication WENRA) : - Une révision complète de la question « Design Extension » / « Extension de la conception » (question F), visant notamment à assurer un meilleur cadre réglementaire (et de contrôle associé) à l'exercice d'extension de la conception qui a été défini et effectué au niveau européen dans le cadre des « stress tests » et aux améliorations qui ont été apportées en conséquence aux unités. - Des nouveaux niveaux de référence « Natural Hazards »/ Phénomènes naturels » (question T) en vue de renforcer la protection vis-à-vis de ceux-ci à la conception, en particulier contre les phénomènes extrêmes. - Des modifications ou compléments qui ont été apportés aux questions A (Politique de sûreté), C (Système de gestion), E (Base de conception), LM (Procédures d'urgence et guides de gestion d'accidents graves), N (Contenu et mise à jour du rapport de sûreté), O (Analyses probabilistes de sûreté), P (révision périodiques de sûreté), R (Plan interne d'urgence).

La présente modification de l'arrêté du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires s'inscrit dans l'amélioration continue du cadre légal et réglementaire en sûreté nucléaire, requise par la directive 2009/71/Euratom établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires, modifiée par la directive 2014/87/EURATOM Conformément à cette directive et aux positions de l'AIEA et de la WENRA, qui requièrent l'amélioration continue de la sûreté, la conception n'est plus figée. La conception, qui comprend la base de conception et l'extension de la conception, peut être revue. Des analyses d'extension de la conception (dénommée « DEC » ci-après) seront envisagées quand cela s'avèrera opportun, dès qu'un retour d'expérience ou une nouvelle information montre que l'objectif de sûreté nucléaire risque d'être compromis.

L'importance de la protection contre les phénomènes naturels extrêmes, même si ceux-ci sont fortement improbables, est également un retour d'expérience direct de la catastrophe de Fukushima-Daiichi. Les prescriptions de sûreté sont complétées en ce sens.

Enfin, l'opportunité a été saisie pour introduire quelques prescriptions complémentaires liées à la situation belge et/ou au retour d'expérience (voir le point iii ci-dessous), ainsi que pour clarifier ou reformuler certaines exigences moins claires et/ou ambiguës. 2. Contenu de l'arrêté. L'arrêté modifie et apporte des compléments à l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires. Dans l'exposé ci-après, la numérotation des articles se rapporte aux articles modifiés de l'arrêté du 30 novembre 2011.

Les nouvelles dispositions sont applicables pour les réacteurs de puissance existants, moyennant des dispositions transitoires pour certains articles. i. Modifications aux chapitres 1 et 2 : Dispositions générales et Prescriptions de sûreté génériques Il n'y a pas de modification fondamentale de contenu qui est apportée dans cette partie de l'arrêté du 30 novembre 2011.Les modifications apportées visent à préciser, simplifier, clarifier et mieux structurer les exigences : Diverses définitions (vieillissement et procédures par exemple) sont reprises du texte et remontées dans l'article 1 dans un but de simplification et de meilleure structuration du texte; quelques définitions ajoutées sont reprises du glossaire de l'AIEA. A l'article 4, certaines exigences ont été reformulées en cohérence avec les définitions.

Il est précisé, à l'article 7, la méthodologie de sélection de la liste des évènements de base de conception. L'approbation de cette liste par l'autorité de sûreté (article 7.4) a été enlevée du fait que cette approbation est déjà intégrée dans le processus d'autorisation de l'installation.

L'article 10 relatif à la gestion du vieillissement est simplifié et clarifié. Les obligations des exploitants sont précisées. ii. Modifications au chapitre 3 : Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs de puissance D'une manière générale, les prescriptions de sûreté relatives au combustible se trouvant dans le coeur s'adressent maintenant aussi au combustible se trouvant dans les piscines de désactivation faisant partie des unités nucléaires. Celles-ci doivent en effet satisfaire maintenant aux même exigences que les coeurs de réacteurs concernant : - les évaluations probabilistes de sûreté visant à évaluer la probabilité d'endommagement du combustible en situations accidentelles (article 29) ; - les fonctions de sûreté fondamentales (article 20) ; - l'extension de la conception (article 21) ; - les procédures et guides de gestion d'accidents (article 27).

Par contre, les grands entreposages de combustible usé sur site (bâtiments DE à Tihange et SCG à Doel) ne rentrent pas dans le champ d'application du chapitre 3 mais dans celui du chapitre 4.

Dans le but de lever d'éventuelles ambiguïtés d'interprétation, il est précisé que les unités jumelles sont considérées comme deux unités distinctes. En Belgique, ceci concerne seulement Doel 1 et Doel 2.

La base de conception (art. 20) exige que les fonctions de sûreté des unités d'un même site sont assurées de manière indépendante à chacune des unités.

Cette exigence d'indépendance implique que chaque unité doit pouvoir faire face elle-même à une situation accidentelle qui l'affecte (par exemple en conséquence d'un phénomène naturel), tenant compte du fait qu'une autre unité pourrait être également en condition accidentelle et donc pourrait également mobiliser les moyens de sûreté nécessaires.

Si il est prévu qu'une unité puisse apporter des supports à une autre unité, cela ne peut pas se faire au détriment de sa propre sûreté.

L'exploitant doit vérifier et démontrer que ce support ne compromet pas la sûreté de l'unité aidante (article 20.7.1).

Le maintien de la sous-criticité pendant et après les incidents/accidents dans le coeur et dans la piscine de désactivation doit rester assuré. (article 20.7.1) La base de conception est caractérisée par des circonstances accidentelles pour lesquelles les rejets restent dans les limites autorisées. Ces accidents sont le résultat d'initiateurs tant internes qu'externes. Une liste minimale des types d'évènements initiateurs à considérer dans la base de conception est spécifiée (article 20.3).

Les fonctions de sûreté restent assurées pendant les accidents de base de conception. La démonstration de sûreté est effectuée avec conservatisme tenant compte de circonstances défavorables (défaillance unique par exemple) (article 20.6).

Finalement, bien que cela ne soit pas explicité dans tous les sous articles de l'article 20, les dispositions de ceux-ci sont évidemment applicables à tous les états de l'installation faisant partie de la base de conception : en fonctionnement normal, lors d'incidents de fonctionnement prévus et pour les accidents de base de conception.

L'article 21 relatif à l'extension de la conception est revu.

La gestion du domaine DEC et en particulier DEC-B est un retour d'expérience direct de l'accident de Fukushima-Daiichi et des stress-test européens qui s'en sont suivis. Pour cette raison, les prescriptions de sûreté ont été développées pour le domaine DEC. L'extension de la conception ou « DEC », adresse des accidents plus sévères (et donc plus rares/improbables) que ceux repris dans la base de conception. L'extension de la conception est elle-même divisée en deux domaines à savoir le domaine DEC-A, qui vise à identifier et prévenir les conditions susceptibles de mener à un rejet précoce ou massif dont l'origine serait une fusion du coeur ou du combustible en piscine; et le domaine DEC-B qui postule des conditions susceptibles de mener à un rejet précoce ou massif dont l'origine serait une fusion du coeur ou du combustible en piscine, et qui vise à en atténuer les conséquences.

Pour les conditions DEC-B, il est aussi reconnu que la sous-criticité pourrait ne pas être garantie pendant la dégradation du coeur et ultérieurement à certains moments dans une partie du corium.

L'analyse DEC peut être plus réaliste (moins conservative) que l'analyse de sûreté de la base de conception. L'analyse DEC doit cependant démontrer une marge suffisante vis-à-vis d'éventuels effets falaise. Il n'y a pas de limite radiologique pour les accidents considérés mais bien une évaluation de leurs conséquences radiologiques. Il est aussi demandé que les équipements qui servent à assurer des fonctions de sûreté en conditions DEC aient une autonomie suffisante.

La gestion des situations d'extension de la conception peut faire appel à des équipements mobiles. Dans ce cas, ces équipements, ainsi que leurs points de connexion, devront faire l'objet d'une qualification et d'une maintenance adéquate.

Les fonctions de sûreté pouvant être dégradées en situations d'extension de la conception, il est quand même requis de pouvoir maintenir la sous-criticité à long terme dans le coeur du réacteur, et en tous temps dans la piscine de désactivation du combustible.

Des systèmes redondants et diversifiés doivent permettre d'évacuer la chaleur du combustible se trouvant dans le coeur ou dans la piscine de désactivation. Un des systèmes à lui seul doit être capable d'assurer cette fonction, après un évènement d'extension de la conception d'origine externe (séisme par exemple).

Une attention particulière est accordée au confinement, surtout dans les situations où un endommagement conséquent (fusion) du combustible est possible.

Les évents permettant de dépressuriser l'enceinte de confinement doivent être munis d'une filtration.

L'instrumentation destinée à fournir l'information sur l'état de la centrale (piscine de désactivation comprise) doit être adéquatement qualifiée et doit permettre de fournir l'information non seulement en salle de commande, mais en d'autres infrastructures annexes dont celle(s) qui reste(nt) opérationnelle(s) en conditions accidentelle afin de gérer la situation d'urgence.

Les alimentations électriques de secours doivent avoir une autonomie suffisante.

Un nouveau volet de la conception traite des phénomènes naturels (articles 21/1) - qui spécifie des exigences aussi bien pour la base de conception que pour l'extension de la conception. Sur base d'un recensement systématique et justifié des phénomènes naturels susceptibles d'affecter un site, certains d'entre eux sont sélectionnés en vue d'une analyse déterministe de base de conception.

Une courbe sévérité (c.à.d. l'ampleur, par exemple la magnitude pour les séismes, la température de l'air pour les canicules, la quantité d'eau tombée au mètre carré pour les pluies/neiges extrêmes,... et la durée correspondante) - fréquence de dépassement est déterminée pour ces phénomènes, tenant compte d'évènements historiques et d'évolutions futures. Les évènements retenus dans la base de conception seront associés à une fréquence de dépassement inférieure à 10-4 par an, et la sévérité du séisme retenu sera au minimum de 0,1g pour l'accélération horizontale maximale au sol, même si la fréquence de dépassement associée à cette valeur est inférieure à 10-4.

Un concept de protection contre ces phénomènes naturels de la base de conception sera défini. Dans le cas d'installations existantes, si le séisme de base de conception est revu à la hausse et qu'il n'est plus possible d'assurer une conception sismique suivant les règles de l'art, des évaluations alternatives seront effectuées, en vue de définir les mesures appropriées qui seront mises en place.

La conception sera revue (art. 22/1) de façon régulière lors des révisions décennales et à chaque nouvelle information significative pertinente. Des besoins d'amélioration seront identifiés et les améliorations mises en oeuvre en temps utile. Des opportunités d'amélioration seront identifiées, principalement par l'extension de la conception, et mises en oeuvre là où cela est raisonnablement faisable en temps utile.

Le concept de « raisonnablement faisable » correspond à celui proposé par la WENRA et adopté par ENSREG, dans le cas des réacteurs nucléaires. « Le concept de raisonnablement faisable est directement comparable au concept ALARA appliqué en radioprotection, mais il est plus large dans la mesure où il s'applique à tous les aspects de la sûreté nucléaire.

Dans de nombreux cas, l'application de normes et de pratiques modernes dans le domaine nucléaire suffira à montrer la mise en oeuvre de ce qui est « raisonnablement faisable ». Pour les réacteurs existants, lorsqu'une norme moderne ou une bonne pratique associée aux nouveaux réacteurs n'est pas directement applicable ou ne peut pas être entièrement implémentée, des mesures alternatives de sûreté ou de réduction des risques (de conception et / ou en exploitation) pour prévenir ou atténuer les rejets radioactifs devraient être recherchées et appliquées, à moins que l'exploitant ne puisse démontrer que les efforts pour les mettre en oeuvre sont disproportionnés par rapport à l'avantage de sûreté qu'elles apporteraient. Le degré de rigueur et la confiance dans le résultat d'une telle démonstration devraient tenir compte de la nature et de l'ampleur de l'écart par rapport aux normes modernes que la mesure aurait pu combler. » Une revue de conception peut résulter de nouvelles exigences réglementaires, être initiée par l'exploitant ou demandée par l'Agence. Un mécanisme suivant lequel l'exploitant remet à l'Agence un plan d'actions dans les deux mois est prévu.

L'Agence approuve ce plan d'actions ainsi que les modifications éventuelles de celui-ci.

L'article 24 (gestion du vieillissement) a été revu. L'implémentation des mesures correctrices est explicitement requise.

Les mesures préventives et correctives nécessaires liées au vieillissement peuvent être déterminées au cas par cas et non globalement.

Les procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves (article 27) sont étendus aux accidents se produisant dans les piscines de désactivation.

Les procédures et guides doivent prendre en compte des accidents se produisant simultanément dans plusieurs unités d'un site.

Les possibilités de support d'une unité (sans compromettre sa propre sûreté) à une autre sont décrites dans les procédures et guides.

Les procédures et guides font appel à des équipements, y compris mobiles, et à une instrumentation qui sont adéquatement qualifiés.

Les procédures et guides prennent en compte les conditions, y compris radiologiques, régnant sur le site pendant les conditions accidentelles qu'ils adressent.

A l'exception des accidents graves (du type DEC-B), les guides et procédures sont répétées sur simulateur « full scope ».

Les interventions mises en oeuvre dans les procédures et guide font l'objet d'exercices, qui mettent en oeuvre des équipements mobiles ou des équipements habituellement hors site, et prennent en compte des circonstances potentiellement défavorables (pannes de systèmes de communication ou d'éclairage par exemple).

En tant que retour d'expérience direct de l'accident de Fukushima-Daiichi, le rapport de sûreté (article 28) doit prendre en compte un site dans son ensemble, et considérer les menaces qui affectent simultanément plusieurs unités du site ainsi que les interactions (adverses) possibles entre les différentes unités présentes sur le site.

Les études probabilistes de sûreté et leur utilisation sont décrites dans le rapport de sûreté (art. 29).

Elles couvrent les risques internes et externes modélisables, une évaluation de la contribution au risque global des risques externes non modélisables doit être effectuée en complément.

Les études probabilistes de sûreté concernent aussi bien le combustible dans le coeur du réacteur que le combustible en piscine de désactivations : la définition d'étude probabiliste de sûreté (article 1) a été modifiée en ce sens. De plus, dans le cas d'unités jumelles l'étude probabiliste de sûreté sera effectuée de manière globale, de manière à mettre en évidence les interactions entre les unités.

L'étude probabiliste de sûreté étudiera la contribution au risque dans tous les modes d'exploitation de la centrale et prendra en compte les événements initiateurs internes et externes pertinents. Pertinent signifie que les événements initiateurs considérés sont pertinents par rapport au risque tel que déterminé par les études probabilistes de sûreté. Des critères de screening adéquats seront définis afin d'identifier les événements initiateurs et états opérationnels pertinents.

Dans le but de permettre une exploitation la plus sûre le plus tôt possible, il est demandé que les plans d'actions résultant des éventuelles prochaines révisions décennales (article 30), modifications matérielles aux installations comprises, prévoient la réalisation des modifications avant la reprise de l'exploitation.

Le plan interne d'urgence (article 31) fait l'objet de prescriptions additionnelles qui sont directement issues du retour d'expérience de l'accident de Fukushima-Daiichi, à savoir qu'il : - doit pouvoir adresser des situations d'urgence de longue durée ; - doit décrire comment des ressources (matérielles et/ou humaines) communes à plusieurs installations peuvent être mises en oeuvre ; - doit prévoir une coordination adéquate entre les différentes parties (internes et externes) ; - doit envisager les situations où des infrastructures du site (y compris les accès) ou dans le voisinage du site sont gravement endommagées, par exemple en conséquence d'un séisme ou d'une inondation de grande ampleur.

Des infrastructures d'urgence (centre de crise sur site) doivent rester opérationnelles en conditions accidentelles (de base de conception et d'extension de la conception) régnant sur le site.

Des exercices du plan d'urgence doivent considérer des situations où plusieurs installations d'un même site sont affectées et mettre en oeuvre des moyens mobiles : par exemple groupe électrogène déplaçable, pompes mobiles,... si il y en a de prévu.

Finalement, diverses modifications mineures sont apportées à l'arrêté original en vue d'assurer la cohérence avec les nouvelles exigences de sûreté. iii. Autres prescriptions complémentaires L'arrêté comprend quelques exigences spécifiques ne découlant pas directement des niveaux de référence de la WENRA. Ces exigences ont été définies non pas de manière arbitraire mais d'une part en visant à faire évoluer les plus vieux réacteurs nucléaires de puissance vers un niveau de sûreté proche de celui de la génération belge la plus récente et d'autre part en adressant certains points du retour d'expérience : a) Les chutes d'avions doivent être considérées dans la base de conception et sont des chutes d'avions militaires et commerciaux représentatifs (article 20.3).

Un avion « représentatif » a les caractéristiques du type d'avion « moyen » qui survole les sites. Il ne s'agit pas d'un modèle extrême ou enveloppe, mais de ce que les statistiques actuelles de vol au-dessus et aux alentours des sites mettent en évidence comme étant les plus fréquemment rencontrés.

Les 4 réacteurs nucléaires de puissance les plus récents ont été construits en prenant en compte la chute d'un avion commercial et/ou celle d'un avion militaire, ce dernier point à la demande des pouvoirs publics de l'époque.

La conception des anciennes unités (Doel 1&2 et Tihange 1) n'a pris en compte aucune chute d'avion. En première révision décennale, on a démontré la tenue de ces unités à la chute d'un avion léger. D'une manière générale, les réévaluations ultérieures (y compris après le 11 septembre 2001 et après les « stress tests » européens) n'ont pas conduit à définir ni à implémenter des améliorations raisonnablement faisables au niveau de la conception. Par contre, des moyens permettant d'améliorer la lutte contre des conséquences d'une chute d'avion, comme les incendies de grande ampleur ont été mises en oeuvre.

D'autre part, le nombre de vols depuis la conception des centrales a fortement augmenté. L'exigence de prendre en compte la chute d'avion est maintenant reprise au niveau de la « base de conception » pour être effective.

Pour les trois unités les plus anciennes ((Doel 1&2, Tihange 1) pour lesquelles la base de conception n'avait pas pris en compte la chute d'un avion militaire ou commercial représentatif, les études complémentaires telles que décrites à l'article 20.3, dernier alinéa, sont donc requises. Des améliorations sont envisageables pour ces unités - mais il est difficile, sans études, de savoir si elles seront suffisantes et techniquement faisables.

Il est cependant possible de permettre une certaine souplesse pour les évaluations de sûreté. Ces analyses pourront s'effectuer suivant une méthodologie « hybride » entre la méthodologie « Base de conception » (article 20.6) et la méthodologie « Extension de la conception » (article 21.4.) L'adéquation de la protection s'évaluera suivant des méthodes actuelles reconnues, par exemple suivant le guide de sûreté de l'Agence Internationale de l'Energie Atomique : « Safety Reports Series no. 87 - Safety Aspects of Nuclear Power Plants in Human Induced External Events: Assessment of Structures » de 2018.

L'approche « DEE-1 » exposée dans ce guide est une approche permettant de répondre aux nouvelles exigences.

Ceci n'exclut pas qu'une autre approche puisse être utilisée. Quelle que soit l'approche choisie, (DEE-1 ou approche alternative), elle devra cependant satisfaire aux exigences de l'arrêté, tant au niveau des hypothèses d'étude que des résultats à atteindre. b) Période automatique en cas d'indisponibilité de la salle de commande principale (art.20.7.1).

Pour les accidents d'origine externe, les systèmes de premier niveau pouvant être affectés, un second niveau à la conception a été prévu pour les quatre unités belges récentes, afin d'assurer une phase automatique de 3 heures.

L'arrête introduit des exigences relatives à la durée de non intervention de l'opérateur pour les unités les moins récentes, au cas où la salle de commande principale devient indisponible suite à un évènement d'origine externe. c) Critères de fin de vie des structures, systèmes et composants (SSCs) (art.24) L'objectif des programmes de gestion de vieillissement (article 24) est de conserver les détériorations des structures, systèmes et composants dans des limites acceptables pour en maintenir la disponibilité. Il est important de pouvoir déterminer quelles sont ces « limites acceptables » afin de se situer par rapport à celles-ci et de remplacer ou remettre en état les SSCs avant d'atteindre ces limites. Si ce n'est pas possible, ce sera le terme de l'exploitation.

Par exemple, la cuve du réacteur a une durée de vie limitée par le phénomène de fragilisation lors de l'irradiation : un critère limitatif est défini pour ce composant. Bien qu'a priori cela semble évident de connaître ces limites, il est apparu que l'exploitant assurait effectivement un suivi des structures, systèmes et composants, mais dans certains cas sans qu'il y ait réellement de critères à respecter - le caractère « normal » de l'évolution étant considéré comme suffisant. L'objectif est maintenant de définir clairement quand il faut « s'arrêter » ou réparer/remplacer les SSCs concernés, il n'est pas non plus suffisant de se limiter à implémenter de nouvelles actions de surveillance. L'arrêté demande donc que des critères soient définis et documentés. Ces critères peuvent consister en un processus décisionnel multi paramètres (avec critères décisionnels documentés).

De plus, ces critères ne sont pas figés mais peuvent être revus en fonction de nouvelles évaluations/avancées technologiques et scientifiques par exemple. 3. Dispositions transitoires Une grande partie des nouvelles exigences de sûreté ont été implémentées dans le cadre du plan d'action qui a suivi les « stress tests » réalisés à la suite de l'accident de Fukushima-Daiichi. Pour certaines dispositions, des mesures transitoires à moyen terme ou jusqu'à la prochaine révision décennale de l'unité concernée, sont prévues.

Les périodes de transitoires relatives à l'article 29 (PSA) sont phasées, en accordant la priorité aux études pour lesquelles l'autorité de sûreté estime qu'elles apporteront le plus de valeur ajoutée en termes d'actions d'amélioration. . Priorité aux études PSA pour les piscines de désactivation (qui n'existent pas encore), en donnant la priorité aux études PSA pour les événements d'origine interne (1er juin 2021) et ensuite aux études PSA pour les événements d'origine externe (1er juin 2022). . Des études PSA contre les événements d'origine internes existent déjà pour les réacteurs nucléaires. Les études PSA manquantes pour les événements d'orignie externe sont demandées pour le 1er juin 2023. . Pour les unités jumelles, la modélisation des interactions est demandée avant le 1er janvier 2026.

Ce phasage prend en compte l'attente que ces études PSA entraîneront des actions correctives et d'amélioration, qui devront être implémentées dans les 2 années suivant la réalisation des études Le nombre de mesures transitoires reste cependant très limité, d'éventuelles lacunes vis à vis de l'exhaustivité de la conformité aux prescriptions de sûreté, y compris celles introduites par le présent arrêté, font déjà l'objet de plans d'actions liés à une revue de conception, tels que prévus à l'article 22/1. 4. L'Avis du Conseil d'état Le Conseil d'état a rendu le 30 janvier 2020 son avis n° 66.870/3 sur le projet d'arrêté. Le projet a été adapté en fonction.

J'ai l'honneur d'être, Sire, de votre Majesté, le très respectueux et très fidèle serviteur.

Le Ministre de la Sécurité et de l'Intérieur, chargé du Commerce extérieur, P. DE CREM

19 FEVRIER 2020. - Arrêté royal 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 PHILIPPE, Roi des Belges, A tous, présents et à venir, Salut.

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 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, article 3, modifié par la loi du 2 avril 2003, et 24bis, introduit par la loi du 7 mai 2017 ;

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

Vu la communication à la Commission européenne, en vertu de l'article 33 du Traité Euratom et la réponse de la Commission du 4 septembre 2019 ;

Vu l'analyse d'impact de la réglementation du 11 octobre 2019, réalisée conformément aux articles 6 et 7 de la loi du 15 décembre 2013Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/12/2013 pub. 31/12/2013 numac 2013021138 source service public federal chancellerie du premier ministre Loi portant des dispositions diverses concernant la simplification administrative type loi prom. 15/12/2013 pub. 24/12/2013 numac 2013024436 source service public federal sante publique, securite de la chaine alimentaire et environnement Loi portant dispositions diverses en matière d'agriculture fermer portant des dispositions diverses en matière de simplification administrative ;

Vu l'avis de l'Inspecteur des Finances, donné le 21 mai 2019 ;

Vu l'accord de la Ministre du Budget, donné le 17 juin 2019 ;

Vu l'avis 66.870/3 du Conseil d'Etat rendu le 30 janvier 2020, en application de l'article 84, § 1, premier alinéa, 2° des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973 ;

Considérant 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 ;

Considérant l'avis du Conseil Scientifique des Rayonnements Ionisants, donné le 14 septembre 2018 ;

Sur la proposition de Notre Ministre de la Sécurité et de l'Intérieur ;

Nous avons arrêté et arrêtons :

Article 1er.Dans l'article 1er de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires, les modifications suivantes sont apportées : 1) dans le texte néerlandais du 1er alinéa, 13° et 27°, les mots « uitbreiding van het ontwerp » sont remplacés par le mot « ontwerpuitbreiding »;2) dans le 1er alinéa, le point 21° est remplacé comme suit : « 21 ° Vieillissement : Le vieillissement comprend : a) le vieillissement physique qui se traduit par un changement des propriétés physico-chimiques des structures, systèmes et composants dû à l'effet du temps et de leur utilisation ;b) le vieillissement économique ('obsolescence') des structures, systèmes et composants, signifiant qu'ils sont dépassés par rapport aux connaissances et technologies actuelles et de ce fait que l'on peut rencontrer des problèmes de support technique ou d'approvisionnement ;». 3) le 1er alinéa est complété par les points 29°, 30°, 31°, 32°, 33° et 34°, rédigés comme suit : « 29° Fonction de sûreté : fonction visant à assurer la sûreté d'une installation ou d'une activité en vue de prévenir ou d'atténuer les conséquences radiologiques dans les conditions de fonctionnement normales, lors d'incidents de fonctionnement prévus et en conditions accidentelles ;30° Fonctions de sûreté fondamentales : les trois fonctions fondamentales de sûreté sont: (i) le contrôle de la réactivité ; (ii) le refroidissement des substances radioactives ; (iii) le confinement des substances radioactives. 31° Concept de protection : stratégie globale pour assurer une protection contre les événements d'origine naturels tant ceux repris dans la base de conception que dans l''extension de la conception.32° Procédure événementielle : une procédure qui inclut des actions spécifiques basées sur un diagnostic préalable relatif à l'événement initiateur.33° Procédure par état : une procédure dont seul l'état de l'installation, notamment les valeurs de paramètres de sûreté, ou d'une ou plusieurs fonctions de sûreté est pris en compte sans être associé à un diagnostic préalable.34° Effet falaise : un effet qui se produit quand une petite variation d'une condition notamment au niveau d'un paramètre ou de l'état d'un système mène à un accroissement disproportionné des conséquences.»

Art. 2.Dans l'article 4.1, alinéa 1er du même arrêté, les mots « toutes les conditions de fonctionnement » sont remplacés par les mots « tous les états opérationnels ».

Art. 3.Dans l'article 4.3 du même arrêté, le cinquième alinéa est remplacé par ce qui suit : « L'exploitant doit disposer de ressources suffisantes en personnel qualifié connaissant l'état actuel et le fonctionnement de l'installation et comprenant sa conception. »

Art. 4.Dans l'article 6.1 du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) dans l'alinéa 3, les mots 'Le terme « Qualification » désigne, dans le cadre du présent article,' sont remplacés par les mots 'Le terme « Qualification » d'une personne désigne' ;2) dans les alinéas 3 et 4, les mots « un individu » sont remplacés par les mots « une personne ».

Art. 5.Dans l'article 7.3, deuxième alinéa du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) les mots « sur base de méthodes déterministes ou probabilistes ou d'une combinaison des deux » sont remplacés par les mots « sur base d'une combinaison de méthodes déterministes, probabilistes et de jugements d'experts » ;2) les mots « objectifs de sûreté » sont remplacés par les mots « objectifs de la base de conception ».

Art. 6.Dans 'article 7.4 du même arrêté la phrase « La liste d'évènements d'origine interne et externe est adaptée au type d'installation et approuvée par l'autorité de sûreté. « est remplacée par la phrase » La liste d'évènements d'origine interne et externe est adaptée au type d'installation et au site. ».

Art. 7.Dans l'article 10.1 du même arrêté, le premier alinéa est remplacé par ce qui suit : « L'exploitant dispose d'un programme de gestion du vieillissement. Ce programme comprend l'ensemble des actions organisationnelles, techniques, opérationnelles et de maintenance permettant de conserver la détérioration des structures, systèmes et composants dans des limites acceptables pour en maintenir la disponibilité. »

Art. 8.Dans l'article 10.2, alinéa unique du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) les mots « L'exploitant établit un programme de gestion du vieillissement qui comporte notamment les volets suivants » sont remplacés par les mots « Le programme de gestion du vieillissement comporte notamment les volets suivants » 2) la disposition du deuxième tiret de l'énumération est remplacée par ce qui suit : - « L'identification, l'analyse et la documentation des mécanismes de vieillissement physique pour les systèmes, structures et composants sélectionnés ; - La réalisation d'études et d'évaluations des effets potentiels de ces mécanismes sur les systèmes, structures et composants sélectionnés ; »

Art. 9.Dans l'article 10.3 du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) un alinéa rédigé comme suit est inséré entre le premier et le deuxième alinéa : « Sur cette base, l'exploitant évalue l'efficacité de son programme de gestion de vieillissement.» 2) dans le deuxième alinéa devenu troisième alinéa, les mots « et expériences » sont abrogés.

Art. 10.Dans l'article 13.2, alinéa unique du même arrêté, les mots « Une directive technique de l'autorité de sûreté » sont remplacés par les mots « Un règlement technique de l'Agence ».

Art. 11.Dans l'article 16.2, deuxième alinéa, du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) dans le premier alinéa les mots « Sans préjudice des articles 22 à 25 de l'arrêté royal du 27 mars 1998 relatif à la politique du bien-être des travailleurs lors de l'exécution de leur travail » sont remplacés par les mots « Sans préjudice du chapitre V relatif aux mesures en situation d'urgence et en cas de danger grave et immédiat du livre I, titre 2 du code du bien-être au travail » ;2) dans le deuxième alinéa les mots « 17 octobre 2003 » sont remplacés par les mots « 1er mars 2018 ».

Art. 12.Dans l'article 17.3, troisième alinéa, deuxième tiret du même arrêté, les mots « la prise en compte des combinaisons crédibles d'un incendie et d'évènements initiateurs postulés susceptibles de se produire indépendamment d'un incendie » sont remplacés par les mots « la prise en compte des combinaisons crédibles d'un incendie et d'autres évènements initiateurs. ».

Art. 13.Dans l'article 20.1, premier alinéa du même arrêté, les mots « ainsi qu'une protection adéquate de ces barrières » sont remplacés par les mots « ainsi qu'une combinaison d'équipements et de mesures qui assurent l'efficacité et la protection de ces barrières ».

Art. 14.L'article 20.2 du même arrêté est abrogé.

Art. 15.L'article 20.3 du même arrêté est remplacé par ce qui suit : « 20.3 - Evènements de base de conception Le retour d'expérience et les analyses liées à des installations et des sites similaires sont pris en compte lors de l'établissement la liste des événements initiateurs.

Les combinaisons crédibles d'événements individuels sont identifiées et prises en compte.

Les évènements sélectionnés d'origine interne comprennent au minimum: - les défaillances d'équipements, - les accidents de perte de réfrigérant primaire (LOCA), - les erreurs humaines, - d'autres risques tels qu'incendie, explosions, inondations d'origine interne Les événements sélectionnés d'origine externe comprennent des événements résultant d'activités humaines, dont au minimum: - la chute d'un avion de ligne commercial et celle d'un avion militaire représentatifs - les accidents causés par les transports et les activités industrielles de proximité, comprenant les incendies, explosions, et autres menaces plausibles pour la sûreté des installations nucléaires.

Si la chute d'un avion commercial ou militaire représentatif n'a pas été considérée dans la base de conception, des méthodes alternatives peuvent être utilisées afin de démontrer un niveau de protection adéquat: a) Pour le point a) du premier alinéa de l'article 20.6, les hypothèses initiales et conditions aux limites pour les études de scénarios sont en accord avec les conditions et limites d'exploitation. b) Les hypothèses c) et e) du premier alinéa de l'article 20.6, relatives aux systèmes intervenant dans les scénarios, sont remplacés par les hypothèses et exigences des alinéas trois à sept de l'article 21.4.1. c) Les 4 points du second alinéas de l'article 20.6 sont remplacés par les points a), b), e) et f) de l'article 21.3. »

Art. 16.L'article 20.4 du même arrêté est abrogé.

Art. 17.Dans l'intitulé de l'article 20.5 du même arrêté, les mots « Définition et application de » sont abrogés.

Art. 18.Dans l'article 20.5 du même arrêté, premier alinéa du même arrêté, la phrase « Il faut déterminer les différents états de la centrale et les évènements initiateurs postulés correspondants, et les grouper en un nombre restreint de catégories selon leur probabilité d'occurrence. » est remplacée par la phrase « Les événements initiateurs postulés pour chaque état opérationnel sont regroupés en un nombre restreint de catégories selon leur probabilité d'occurrence. »

Art. 19.L'article 20.6 du même arrêté est remplacé par ce qui suit : « 20.6 - Démonstration de conservatisme et de marges raisonnables Afin de garantir des marges raisonnables : a) les conditions initiales et conditions aux limites sont définies avec conservatisme dans les démonstrations de sûreté ;b) la défaillance unique la plus pénalisante pouvant survenir à n'importe quel composant d'un système de sûreté devant répondre à l'événement, au moment et dans la configuration les plus défavorables, est appliquée pour l'analyse des événements initiateurs postulés. Cependant, il n'est pas requis de supposer la défaillance d'un composant passif dans la mesure où il est démontré qu'une défaillance de ce composant est très improbable et qu'il n'est pas affecté par l'évènement initiateur postulé ; c) seuls les systèmes ayant une classification de sûreté adéquate sont pris en compte pour assurer une fonction de sûreté.Les autres systèmes sont pris en compte dans la mesure où leur fonctionnement aggrave les effets de l'évènement initiateur ; d) la grappe de contrôle la plus anti-réactive est considérée bloquée hors du coeur ;e) les systèmes de sûreté sont supposés fonctionner à leur niveau de performance le plus pénalisant au regard de l'évènement initiateur ;f) toute défaillance consécutive à un évènement initiateur postulé ou à une défaillance postulée est considérée comme faisant partie de cet évènement initiateur ou de cette défaillance ; De plus, l'analyse de sûreté : a) se base sur des méthodes, hypothèses ou arguments qui sont justifiés et conservatifs ;b) adresse les incertitudes et leur impact ;c) prend des marges suffisantes pour garantir qu'elle couvre l'ensemble de la base de conception ;d) est auditable et reproductible.».

Art. 20.L'intitulé de l'article 20.7 du même arrêté, est remplacé comme suit : « Fonctions de sûreté »

Art. 21.L'article 20.7.1 du même arrêté est remplacé par ce qui suit : « 20.7.1 - Généralités Les fonctions de sûreté fondamentales sont assurées dans la base de conception.

L'activation et la mise en oeuvre de fonctions de sûreté doit être accomplie par des moyens passifs ou des systèmes automatisés, de telle sorte que l'action d'un opérateur ne soit normalement pas nécessaire pendant 30 minutes après l'évènement initiateur.

Après l'évènement initiateur, toute action d'opérateur malgré tout requise dans les 30 minutes depuis la salle de commande principale, doit être justifiée et assistée par des procédures qui sont répétées sur simulateur.

Si l'événement initiateur affecte la salle de commande principale, les fonctions de sûreté seront maintenues sans intervention humaine pendant le délai nécessaire pour permettre l'intervention des opérateurs à partir de la salle de commande de repli.

Les fonctions de sûreté des différentes unités d'un même site sont assurées de manière indépendante à chaque unité. Les systèmes supports partagés entre plusieurs unités sont dimensionnés de telle manières que fonctions de sûreté des différentes unités d'un même site sont assurées de manière indépendante à chaque unité.

Les supports éventuels d'une unité à une autre ne peuvent pas affaiblir la sûreté de l'unité qui apporte son support. ».

Art. 22.L'intitulé de l'article 20.7.2 du même arrêté est complété par les mots « et de maintien de la sous-criticité ».

Art. 23.Dans l'article 20.7.2 du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées 1) au deuxième alinéa, les mots « , et ce à partir des différents états de fonctionnement et lors d' accidents de base de conception » sont abrogés ;2) l'article est complété par un alinéa rédigé comme suit : « La sous-criticité est maintenue : - dans le coeur pendant tout arrêt programmé en exploitation normale ou après tout incident de fonctionnement prévu ; - dans le coeur, après une période transitoire suite à tout accident de base de conception ; - dans l'entreposage de combustible neuf et dans la piscine de désactivation. »

Art. 24.L'article 20.7.3, alinéa unique, du même arrêté, est remplacé par ce qui suit : « 20.7.3 - Fonctions d'évacuation de la chaleur résiduelle Des moyens d'évacuation de la chaleur résiduelle du coeur à l'arrêt et de la piscine de désactivation, doivent être prévus tenant compte d'une défaillance unique et de la perte du réseau externe. »

Art. 25.Dans l'article 20.8.1, premier alinéa du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) les mots « et sur l'enceinte de confinement » sont remplacés par les mots « , sur l'enceinte de confinement et sur l'état de la piscine de désactivation.» ; 2) les mots « pour exploiter la centrale de manière fiable et sûre » sont remplacés par les mots « pour exploiter la centrale de manière fiable et sûre et pour déterminer l'état de la centrale lors d'accidents de base de conception.»

Art. 26.L'article 20.9 du même arrêté est abrogé.

Art. 27.L'article 21 du même arrêté est remplacé par ce qui suit : « Art. 21 - Extension de la conception des réacteurs 21.1 - Objectif Une analyse des conditions d'extension de la conception est menée dans le but d'améliorer la sûreté: - en renforçant la capacité à faire face à des événements ou des conditions plus sévères que ceux pris dans la base de conception, - en minimisant les relâchements radioactifs dommageables pour le public et l'environnement, autant que raisonnablement faisable, lors de tels événements ou de telles conditions.

L'analyse DEC-A vise à identifier les mesures raisonnablement faisables de prévention de l'endommagement conséquent du combustible et des conditions susceptibles de mener à un rejet radioactif précoce ou massif.

A moins de pouvoir en atténuer suffisamment les conséquences par un confinement, il faut rendre extrêmement improbable avec un haut degré de confiance l'endommagement conséquent du combustible usé en piscine de désactivation.

L'analyse DEC-B vise à identifier les mesures raisonnablement faisables permettant d'atténuer les conséquences de l'endommagement conséquent du combustible et des conditions susceptibles de mener à un rejet radioactif précoce ou massif, si cet endommagement ou ces conditions n'ont pas été rendus extrêmement improbables avec un haut degré de confiance. 21.2 - Sélection des conditions d'extension de la conception Une liste représentative de conditions d'extension de la conception est établie et justifiée sur base d'une combinaison de méthodes déterministes, probabilistes et de jugements d'experts.

Il est tenu compte des événements pouvant affecter simultanément les diverses installations du site ainsi que les interactions potentielles entre les installations du site ou d'autres sites proches.

Le processus de sélection des conditions DEC-A part des événements ou combinaisons d'événements qui ne peuvent être considérés comme extrêmement improbables avec un haut degré de confiance et qui peuvent mener à l'endommagement conséquent du combustible ou à un rejet radioactif précoce ou massif.

Le processus de sélection des conditions DEC-A se base sur : - les événements se produisant dans les différents états opérationnels ; - les événements résultants des risques internes ou externes ; - des défaillances de cause commune.

La liste des conditions DEC-B couvre les situations pour lesquelles les capacités de prévention de l'endommagement conséquent du combustible et de rejet radioactif précoce ou massif sont dépassées, ou les situations pour lesquelles les mesures de prévention ne fonctionnent pas comme voulu.

La liste des conditions DEC-B comprend des accidents postulés avec endommagement conséquent du combustible, également pour le combustible usé en piscine de désactivation, pour autant que de tels accidents n'aient pas été rendus extrêmement improbables avec un haut degré de confiance. 21.3 - Analyse des conditions d'extension de la conception L'analyse des conditions d'extension de la conception : a) se base sur des méthodes, des hypothèses et des arguments qui sont justifiés et sans conservatismes excessifs.Ces méthodes peuvent être plus réalistes et utiliser des critères d'acceptation moins exigeants que ceux utilisés dans la base de conception ; b) est auditable, particulièrement en cas de recours au jugement d'expert, et prend en compte les incertitudes et leur impact ;c) identifie les mesures raisonnablement faisables pour prévenir les conditions DEC-B et pour en atténuer les conséquences ;d) évalue les conséquences radiologiques potentielles sur site et hors site résultant des conditions d'extension de la conception en supposant le bon fonctionnement des mesures de gestion d'accidents prévues ;e) prend en compte la localisation et la disposition des installations, les performances des équipements ainsi que les conditions associées aux scénarios considérés et la faisabilité des mesures de gestion d'accident prévues ;f) démontre le cas échéant une marge suffisante vis-à-vis d'effets falaises qui auraient des conséquences inacceptables, g) utilise les études probabilistes de sûreté de niveau 1 et 2 ;h) prend en compte les phénomènes liés aux accidents avec endommagement conséquent du combustible, le cas échéant ;i) définit un état final, sûr si possible, et définit les temps de mission associés aux différents structures, systèmes et composants là où c'est d'application. 21.4 - Fonctions de sûreté en conditions d'extension de la conception 21.4.1 - Généralités Pour les conditions DEC-A, l'objectif est d'assurer les fonctions de sûreté fondamentales.

Pour les conditions DEC-B, l'objectif est d'assurer en priorité le confinement des matières radioactives. Dans ce but, la chaleur résiduelle du combustible est évacuée.

La réalisation des fonctions de sûreté fondamentales en conditions d'extension de la conception peut faire intervenir l'utilisation d'équipements mobiles présents sur site ou des supports externes, pour autant que soit pris en compte le temps nécessaire pour les rendre disponibles.

Les systèmes, structures et composants, y compris les équipements mobiles et leurs points de connexion le cas échéant, leurs systèmes supports et l'instrumentation utilisés pour la prévention de l'endommagement conséquent du combustible ou l'atténuation des conséquences des accidents sont adéquatement qualifiés et capables de remplir leur fonction pendant une période de temps appropriée.

Si la gestion d'accident repose sur des moyens mobiles, des points de connexion permanents et accessibles, permettant l'utilisation de ces moyens sont installés. Les moyens mobiles et leurs points de connexion font l'objet d'un programme de maintenance, d'essais, de surveillance et d'inspection.

Une autonomie suffisante est prévue pour assurer les fonctions de sûreté fondamentales jusqu'à ce qu'un ravitaillement puisse être effectué.

Un processus systématique est établi pour réévaluer les supports communs afin de s'assurer que les ressources en personnel, en équipement et autres matières susceptibles d'être utilisés dans les conditions accidentelles sont disponibles en quantité suffisante pour toutes les unités et à tout moment. 21.4.2 - Sous criticité à long terme La sous-criticité est assurée sur le long terme dans le coeur du réacteur et en tout temps dans l'entreposage du combustible usé en piscine de désactivation. 21.4.3 - Evacuation de la chaleur résiduelle Des moyens suffisamment indépendants et diversifiés, en ce compris leurs alimentations électriques, sont disponibles pour évacuer la chaleur résiduelle du coeur et du combustible usé en piscine de désactivation. Au moins l'un de ces moyens à lui seul est capable de remplir sa fonction en cas d'évènement d'extension de la conception d'origine externe. 21.4.4 - Fonctions de confinement L'isolement de l'enceinte est assuré. Pour les états d'arrêt pour lesquels cet isolement ne pourrait être réalisé suffisamment rapidement, l'endommagement conséquent du combustible dans le coeur est évité avec un haut niveau de confiance. De même, l'endommagement conséquent du combustible dans le coeur est évité avec un haut degré de confiance lors de tout événement menant au contournement de l'enceinte.

La température et la pression à l'intérieur de l'enceinte de confinement doivent être gérées.

Les risques liés aux gaz combustibles doivent être gérés.

L'enceinte de confinement doit être protégée contre la surpression. Si un évent est prévu pour gérer la pression dans l'enceinte, une filtration est présente.

Les scénarios de fusion du coeur à haute pression dans le circuit primaire doivent être évités.

La dégradation du confinement par le coeur en fusion doit pouvoir être évitée ou atténuée autant que faire se peut. 21.4.5 - Instrumentation et contrôle pour la gestion des conditions d'extension de la conception L'instrumentation pour déterminer l'état de la centrale, piscine de désactivation comprise, et des fonctions de sûreté est disponible et adéquatement qualifiée. Elle permet de fournir les informations nécessaires à la prise de décision quant à la mise en oeuvre des mesures de gestion d'accident.

L'information issue de cette instrumentation est présente, aussi bien dans la salle de commande principale que dans une salle de commande ou poste supplémentaire séparé. Un de ces lieux reste opérationnel et habitable en conditions d'extension de la conception. 21.4.6 - Alimentations électriques Des alimentations électriques adéquates sont prévues pour permettre la mise en oeuvre des mesures de gestion d'accident.

Les batteries électriques ont une capacité suffisante pour fournir le courant nécessaire jusqu'à ce qu'elles puissent être rechargées ou jusqu'à ce que d'autres moyens soient mis en place. »

Art. 28.Dans le même arrêté, il est inséré un article 21/1 rédigé comme suit : « Art. 21/1 - Phénomènes naturels 21/1.1 - Identification des risques liés aux phénomènes naturels Tous les phénomènes naturels, de même que les phénomènes secondaires qui en découleraient, qui sont susceptibles d'affecter le site doivent être identifiés.

Les phénomènes naturels comprennent : - les aléas géologiques ; - les aléas sismiques ; - les aléas météorologiques ; - les aléas hydrologiques ; - les phénomènes biologiques ; - les feux de forêt.

Art. 21/1.2 - Evaluation des risques liés aux phénomènes naturels spécifiques au site De la liste des phénomènes naturels identifiés comme susceptibles d'affecter le site, les phénomènes qui : a) ne représentent pas une menace physique pour l'unité, ou b) sont extrêmement peu probables avec un haut degré de confiance, peuvent ne pas être sélectionnés, à l'exception de ceux qui, en combinaison avec d'autres événements, pourraient représenter une menace pour l'unité. Le processus de sélection se base sur des hypothèses conservatives.

Les phénomènes naturels sélectionnés sont analysés, à l'aide de méthodes déterministes et, dans la mesure du possible, probabilistes, suivant l'état actuel de la science et de la technologie.

L'analyse établit dans la mesure du possible, une relation entre la sévérité du phénomène naturel et sa fréquence de dépassement.

Le niveau de sévérité maximale crédible de chaque phénomène est déterminé dans la mesure du possible.

L'analyse est basée sur des données en provenance du site et de la région environnante, ainsi que d'autres régions pour autant que ces données soient pertinentes et disponible.

Ces données sont complétées afin de couvrir également des phénomènes antérieurs à ceux documentés dans les annales historiques. L'évolution future des phénomènes, liée entre autre au changement climatique, sera prise en considération lors de l'évaluation.

Les incertitudes sur les résultats seront évaluées.

Art. 21/1.3 - Evènements de base de conception pour les phénomènes naturels Sur base de l'analyse des phénomènes naturels pouvant affecter le site, des évènements de base de conception sont définis.

La fréquence de dépassement utilisée pour le choix des phénomènes naturels de la base de conception est suffisamment basse pour assurer un haut degré de protection pour les phénomènes naturels. Elle est inférieure ou égale à 10-4 par an. Pour les sollicitations sismiques, une valeur minimale de 0,98 m.s-2 est à respecter pour l'accélération horizontale maximale du sol.

Lorsque le calcul des fréquences de dépassement de la sévérité d'un phénomène est impossible ou ne présente pas un niveau de confiance suffisant, un événement avec lequel un niveau de protection équivalente peut être atteint, est retenu pour la base de conception.

Les événements repris pour la base de conception sont comparés aux phénomènes naturels passés afin de s'assurer de l'existence d'une marge suffisante sur le niveau de sévérité retenu.

Les caractéristiques des évènements de la base de conception sont déterminées de manière conservative.

Art. 21/1.4 Protection contre les évènements de la base de conception Un concept de protection est élaboré. Il permet de définir et de dimensionner des mesures de protection appropriées.

Le concept de protection : 1° prévoit des marges de sûreté ;2° prend en compte tout effet crédible, direct ou indirect, de l'événement ;3° repose sur des moyens passifs autant que raisonnablement possible ;4° assure que les mesures pour faire face à un accident de base de conception restent efficaces pendant et après les événements, en fonction des états opérationnels;5° n'affaiblit pas la protection contre d'autres évènements de base de conception.D'éventuelles exceptions sont justifiées; 6° tient compte de la prévisibilité et du développement de l'événement au cours du temps ;7° prévoit les procédures et les moyens pour la vérification de l'état de l'unité pendant et après les évènements ;8° tient compte du fait que : a.plusieurs trains, redondants ou diversifiés, d'un système de sûreté, b. plusieurs structures, systèmes et composants, c.diverses installations du site ainsi que l'infrastructure du site, d. l'infrastructure environnante, les approvisionnements de l'extérieur et d'autres contre-mesures, pourraient être affectés par les événements ;9° garantit la disponibilité de ressources suffisantes, en particulier si plusieurs unités sont présentes sur le même site et partagent des équipements ou services. Les structures, systèmes et composants faisant partie du concept de protection sont considérés comme importants pour la sûreté.

Des processus de surveillance et d'alerte complètent le concept de protection. Là où c'est pertinent, des seuils ou valeurs d'intervention sont définis afin de déployer à temps les mesures de protection.

En outre, des seuils sont fixés pour la mise en oeuvre d'inspections et autres actions post-événementielles prédéfinies.

Des méthodes basées sur des jugements d'experts et des évaluations alternatives sont utilisées pour évaluer la résistance sismique réelle des structures, systèmes et composants de l'unité compte tenu de leur état actuel et pour déterminer les améliorations nécessaires, si le niveau du séisme de base de conception a été revu à la hausse et qu'il n'est pas raisonnablement possible d'assurer une conception sismique en appliquant les règles de la base de conception.

Art. 21/1.5 - Evénements d'extension de la conception Des événements plus sévères que les évènements de base de conception sont identifiés dans le cadre de l'analyse d'extension de la conception.

Si un phénomène naturel retenu dans la base de conception est extrêmement improbable avec un haut degré de confiance, il n'y a pas lieu de retenir un événement d'extension de la conception pour ce phénomène.

La sélection d'événements pour l'analyse d'extension de la conception est basée sur la fréquence de dépassement de la sévérité du phénomène, si possible, ou sur d'autres paramètres en lien avec le phénomène.

L'analyse des évènements d'extension de la conception, autant que possible : 1° démontre qu'il existe des marges suffisantes vis à vis des « effets falaise » qui se traduiraient par la perte d'une fonction de sûreté fondamentale ;2° identifie et évalue les moyens les plus robustes pour assurer les fonctions de sûreté fondamentales ;3° tient compte du fait que : a) plusieurs trains, redondants ou diversifiés, d'un système de sûreté, b) plusieurs structures, systèmes et composants, c) diverses installations du site ainsi que l'infrastructure du site, d) l'infrastructure environnante, les approvisionnements de l'extérieur et d'autres contre-mesures pourraient être affectés par les événements.; 4° démontre que des ressources suffisantes restent disponibles sur les sites avec plusieurs unités qui envisagent l'utilisation d'équipements ou de services communs ;5° inclut des vérifications sur le terrain.»

Art. 29.Dans le même arrêté, il est inséré un article 22/1 rédigé comme suit : « Art. 22/1 - Revue de la conception La conception est revue de façon régulière et quand cela s'avère nécessaire suite à un retour d'expérience ou suite à toute nouvelle information significative pour la sûreté nucléaire. Les révisions périodiques de sûreté sont complémentaires à cette activité. Une combinaison de méthodes déterministes, probabilistes et de jugement d'expert est utilisée pour identifier les besoins et les opportunités d'amélioration de la sûreté nucléaire.

Les besoins identifiés mènent à la mise en oeuvre des améliorations.

Les opportunités identifiées mènent à la mise en oeuvre des améliorations là où cela est raisonnablement faisable.

Lorsque une revue de la conception est nécessaire, l'exploitant propose dans les 60 jours un plan d'actions identifiant les études de sûreté nécessaires et en justifie les échéances. Ce délai commence à courir soit quand l'exploitant en a établi lui-même la nécessité, soit à la réception d'une demande de l'Agence.

Sur base des résultats des études, l'exploitant complète le plan d'actions avec les améliorations identifiées et en justifie les échéances de mise en oeuvre.

Tout délai par rapport aux échéances établies et tout écart par rapport au contenu du plan d'actions doit être justifié.

Le plan d'actions et ses adaptations sont approuvés par l'autorité de sûreté. ».

Art. 30.L'article 24 du même arrêté est remplacé par ce qui suit : « Art. 24 - Gestion du vieillissement Le programme de gestion du vieillissement tient compte des conditions de service, des cycles de charge, des processus de maintenance, de la durée en service, de la stratégie de tests et de remplacements auxquels ont été soumis les systèmes, structures et composants sélectionnés.

Pour les systèmes, structures et composants susceptibles de vieillir qui ne font pas l'objet d'un programme de remplacement systématique, l'exploitant établit et documente un processus décisionnel associé à des critères limites. Au-delà de ces critères, le système ou composant sera remplacé ou réparé.

Le programme de gestion du vieillissement comporte l'identification et le suivi des problèmes d'obsolescence ainsi que l'analyse des conséquences de ces problèmes.

Les mesures préventives et correctives nécessaires liées au vieillissement sont déterminées et mises en oeuvre.

La cuve du réacteur, les générateurs de vapeur, le pressuriseur, le circuit primaire et l'enceinte de confinement sont repris dans le programme de gestion du vieillissement.

En ce qui concerne la cuve du réacteur et ses soudures, tous les facteurs importants comme la fragilisation, le vieillissement thermique, la fatigue et la corrosion, doivent être repris dans le programme de gestion du vieillissement. L'état réel de la cuve du réacteur sera comparé aux prévisions pendant toute sa durée de vie. ».

Art. 31.L'article 27.1 du même arrêté est remplacé par ce qui suit : « 27.1 - Objectifs et portée L'exploitant dispose d'un ensemble complet de procédures de conduite accidentelle et de guides de gestion d'accidents graves pour faire face aux conditions accidentelles survenant dans tous les états opérationnels.

Ces procédures et guides permettent de gérer des accidents affectant simultanément le réacteur et le combustible usé en piscine de désactivation, en prenant en compte leurs possibles interactions.

Les supports possibles d'une unité à une autre, qui n'affaiblissent pas sa propre sûreté, sont est repris dans les procédures et guides.

La mise en oeuvre des procédures et guides reste possible dans le cas où toutes les unités d'un site se trouvent en conditions accidentelles, compte tenu des dépendances entre les systèmes et les ressources communes. 27.1.1 Accidents de la base de conception Des procédures de conduite accidentelle sont appliquées pour les accidents de base de conception.

Ces procédures ont pour but de ramener la centrale dans un état sûr.

Ces procédures consistent en des procédures par état ou en une combinaison de procédures par état et de procédures événementielles 27.1.2 Accidents d'extension de la conception En conditions DEC-A des procédures de conduite accidentelle, en combinaison d'autres procédures, visent à rétablir ou compenser les fonctions de sûreté perdues, et à prévenir l'endommagement conséquent du combustible dans le coeur ou dans la piscine de désactivation.

Ces procédures consistent en des procédures par état sauf si une approche événementielle peut être justifiée.

Si un endommagement conséquent du combustible n'a pu être évité, des guides de gestion d'accidents graves, en combinaison d'autres procédures, sont utilisés pour en limiter les conséquences. »

Art. 32.Dans l'article 27.2 du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) la deuxième phrase du deuxième alinéa est abrogée ;2) l'article est complété par deux alinéas rédigés comme suit : « Les procédures de conduite accidentelle qui s'appliquent pour les accidents de base de conception recourent à des équipements et à une instrumentation adéquatement qualifiés.Les procédures de conduite accidentelle qui s'appliquent en condition d'extension de la conception et guides de gestion d'accidents graves recourent principalement à des équipements adéquatement qualifiés.

Les procédures et guides prennent en compte les conditions, y compris radiologiques, causées par les conditions accidentelles qu'ils adressent, pouvant régner sur le site. »

Art. 33.Dans l'article 27.5 du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) le troisième alinéa est remplacé par ce qui suit : « La formation et l'apprentissage des procédures de conduite accidentelle, sont réalisés sur simulateur « full-scope » et, pour les guides de gestion d'accidents graves, dans la mesure du possible, sur simulateur.» ; 2) Le quatrième alinéa est complété par la phrase suivante : « Ces exercices prennent en compte des circonstances potentiellement défavorables.».

Art. 34.Dans l'article 28 du même arrêté, les modifications suivantes sont apportées : 1) le point g) est remplacé par ce qui suit : « g) Démonstration de la sûreté : i.analyses déterministes démontrant le respect des critères de sûreté et des limites radiologiques, y compris une description des marges, et ii. analyses probabilistes; » ; 2) l'article est complété par un alinéa rédigé comme suit : « Les descriptions, analyses et mesures décrites dans le rapport de sûreté doivent prendre en compte le site dans son ensemble, pour tenir compte des risques: - qui peuvent menacer toutes les installations en un court laps de temps ; - qui peuvent résulter d'interactions adverses entres les installations présentes sur le site. ».

Art. 35.Dans l'article 29.1 du même arrêté,, les modifications suivantes sont apportées : 1) le premier alinéa est remplacé par ce qui suit : « Pour chaque centrale, une étude probabiliste de sûreté de niveau 1 et 2 doit être établie.Toutefois l'étude probabiliste de sûreté de niveau 2 peut être réalisée pour une unité jugée représentative de plusieurs unités sur base d'une interprétation des caractéristiques techniques. L'étude probabiliste de sûreté étudiera la contribution au risque dans tous les états opérationnels de la centrale et prendra en compte les événements initiateurs internes et externes pertinents, y compris l'incendie et l'inondation internes. S'il n'existe pas de méthodologie reconnue pour la modélisation des conséquences de certains phénomènes externes, il faut évaluer par d'autres méthodes justifiées leur contribution à l'évaluation globale du risque. » ; 2) le deuxième alinéa est complété par la phrase suivante : « Les temps de mission sont justifiés.» ; 3) un alinéa rédigé comme suit est inséré entre les troisièmes et quatrièmes alinéas : « Les unités jumelles sont modélisées dans leur ensemble de manière à mettre en évidence les interactions entre les unités, en particulier au niveau des systèmes communs.».

Art. 36.L'article 30 du même arrêté est rétabli dans la rédaction suivante : « Art. 30 - Révisions périodiques de sûreté Le planning de la mise en oeuvre des actions correctrices et des actions d'améliorations vise à les implémenter avant la nouvelle période d'exploitation.

Tout délai par rapport aux échéances établies et tout écart par rapport au contenu du plan d'actions doit être justifié.

Le plan d'actions et ses modifications sont approuvés par l'autorité de sûreté. »

Art. 37.L'article 31.1 du même arrêté est remplacé par ce qui suit : « Art. 31 - Plan Interne d'urgence 31.1 - Préparation et plan interne d'urgence Le plan interne d'urgence : - prend en compte les situations de longue durée ; - décrit comment les ressources humaines et matérielles communes à plusieurs unités au niveau du site et si applicable de l'exploitant sont mises en oeuvre ; - est coordonné entre les différentes parties concernées. 31.2 - Organisation Le plan d'urgence interne, y compris les arrangements établis avec l'extérieur, reste opérationnel au cas où des infrastructures du site ou dans le voisinage du site sont gravement endommagées.

Les dispositions sont prévues pour maintenir l'occupation des différents postes par du personnel qualifié pendant les situations d'urgence de longue durée. 31.3 - Infrastructures Les infrastructures d'urgence restent opérationnelles lors de situations accidentelles.

Le centre de coordination pour la gestion de crise sur site est distinct de la salle de commande. Il prévoit les moyens de communication avec la salle de commande, la salle de commande de repli, ainsi qu'avec d'autres points importants du site, et avec les organismes d'intervention sur site et à l'extérieur du site. 31.4 - Formation, entraînement et exercices Des exercices du plan d'urgence interne comprennent l'utilisation et la connexion des équipements mobiles. Des exercices comprennent des situations affectant simultanément plusieurs installations. »

Art. 38.Dans l'article 44 du même arrêté, quatre alinéas rédigés comme suit sont insérés entre le premier et le deuxième alinéa : « Les modifications de la conception requises par les articles 20, 21, 21/1 sont effectuées suivant le processus de revue de conception prévu à l'article 22/1 et suivant un planning de mise en oeuvre tel que prévu à l'article 30.

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont aux articles 24, deuxième et troisième alinéas ; 28, premier alinéa point g) et deuxième alinéa à partir du 1er juin 2020. Les piscines de désactivation des réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 29.1 premier alinéa à partir du 1er juin 2021 en ce qui concerne les événements d'origine interne et à partir du 1er juin 2022 en ce qui concerne les événements d'origine externe.

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 29.1 premier alinéa à partir du 1er juin 2023 en ce qui concerne les événements d'origine externe, ceci pour autant qu'après cette date ces réacteurs nucléaires feront encore l'objet d'une révision périodique de sûreté dans le contexte d'une nouvelle période d'exploitation pour laquelle des actions correctives et d'amélioration pourront être effectuées en application de l'article 30.

Les réacteurs nucléaires de production d'électricité satisfont à l'article 29.1 dernière phrase du deuxième alinéa là partir du 1er janvier 2021 et à l'article 29.1 quatrième alinéa à partir du 1er janvier 2026. ».

Art. 39.Le ministre qui a l'Intérieur dans ses attributions est chargé de l'exécution du présent arrêté.

Donné à Bruxelles, le 19 février 2020.

PHILIPPE Par le Roi : Le Ministre de la Sécurité et de l'Intérieur, chargé du Commerce extérieur, P. DE CREM