21 JUILLET 2023. - Arrêté royal complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne les réacteurs de recherche

RAPPORT AU ROI Introduction Fin 2020, l'association des régulateurs nucléaires européens WENRA a publié un ensemble de niveaux de référence de sûreté pour les réacteurs de recherche existants, en vue d'une harmonisation de la sûreté de ces installations au niveau européen.

Afin de compléter la réglementation nationale pour les réacteurs de recherche, ce projet réglementaire transpose ces niveaux de référence dans l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires (ci-après : ARPSIN).

Le rapport publié par WENRA aborde essentiellement les mêmes « Issues » que pour les réacteurs nucléaires de production d'électricité. Le groupe de travail WENRA WGRR (Working Group on Research Reactors) s'est basé sur la version 2014 des niveaux de référence pour les réacteurs nucléaires existants développés par le groupe de travail WENRA RHWG (Reactor Harmonisation Working Group), tout en incluant déjà les mises à jour de 2020 pour l'Issue C « Leadership and Management for Safety » (reprenant les aspects de leadership), et l'Issue I « Ageing Management » (reprenant l'obsolescence et les leçons du Topical Peer Review d'ENSREG (European Nuclear Safety Regulators Group) sur la gestion du vieillissement). Pour les Issues S « Protection against Internal Fires » et T « Natural Hazards » ce sont les niveaux de référence de la révision 2014 qui sont utilisés, les Issues SV « Internal Hazards » et TU « External Hazards » étaient encore en cours de développement au sein de RHWG. Les niveaux de référence ont été adaptés pour être applicables aux réacteurs de recherche dans un esprit d'approche graduée, puis complétés par l'Issue X « Experimental Devices and Experiments », spécifique aux réacteurs de recherche, qui couvre les expériences et les dispositifs expérimentaux.

Ce renforcement de la réglementation existante concerne tous les réacteurs de recherche qui sont actuellement exploités en Belgique, à l'exception des assemblages critiques et sous-critiques, et des réacteurs homogènes de puissance nulle, et donne des exigences réglementaires claires pour la conception de nouveaux réacteurs de recherche, comme MYRRHA en développement par le centre de recherche SCK CEN. Ce choix, légèrement différent du choix de WENRA WGRR qui, pour les niveaux de référence développés ne considère pas les « accelerator driven systems », est effectué sur base du risque associé à ce type de réacteur innovant et « first of a kind ». Il est également noté que le SCK CEN a prévu que MYRRHA puisse également fonctionner en mode critique dans lequel le coeur n'est pas entraîné par un accélérateur. En tout cas, la formulation des niveaux de référence avec les adaptations proposées a été jugée adéquate pour les réacteurs de recherche belges existants ou envisagés dans les années à venir.

Pour réaliser la transposition des niveaux de référence pour les réacteurs de recherche, la première étape a été une analyse de « gap » entre les exigences de l'ARPSIN applicables aux réacteurs de recherche et celles de WENRA pour ces mêmes installations.

Suite à cette analyse, la décision a été prise d'introduire dans l'ARPSIN un chapitre spécifique pour les réacteurs de recherche (Chapitre 4bis - Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs nucléaires de recherche). Pour les niveaux de référence déjà repris dans la partie générique de l'ARPSIN, c'est-à-dire le chapitre 2 (« Prescriptions de sûreté génériques »), aucun complément de la réglementation n'a été nécessaire. Concrètement, le travail se limite donc à la reprise, moyennant adaptations sur base du travail de WENRA WGRR, des articles du chapitre 3 (« Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs de puissance ») dans ce nouveau chapitre 4bis, et à l'ajout d'exigences pour les niveaux de référence spécifiques aux réacteurs de recherche, se trouvant principalement dans l'Issue X (« Experimental Devices and Experiments »).

La formulation des nouveaux articles a été maintenue la plus cohérente possible avec celle des articles relative aux réacteurs nucléaires de production d'électricité, en adaptant la terminologie aux réacteurs de recherche (par exemple « moyens de confinement », se référant aux moyens qui assurent la fonction de confinement, à la place de « enceinte de confinement », et « entreposage de combustible usé » à la place de « piscine de désactivation ») tout en introduisant une approche graduée ou progressive pour certaines exigences. En outre, dans certains articles, l'utilisation de l'expression « le cas échéant » clarifie que l'exigence en question n'est pas toujours applicable, par exemple parce qu'il n'y a pas de circuit de refroidissement secondaire.

Approche graduée Le rapport publié par WENRA comporte également une annexe concernant l'implémentation d'une approche graduée pour l'application des niveaux de référence pour les réacteurs de recherche (« Annex A : Implémentation of a Graded Approach for the Application of the Reference Levels for Research Reactors »).

Cette annexe indique que, compte tenu des différents types de réacteurs de recherche existants et du fait qu'ils peuvent présenter des risques très différents, il est nécessaire d'appliquer une approche graduée dans l'application des prescriptions, car celles-ci ne s'appliquent pas nécessairement à chaque réacteur de recherche de la même manière. Par conséquent, pour appliquer une approche graduée, il est nécessaire d'identifier d'abord le risque représenté par le réacteur de recherche sur base de différents critères fournis dans l'annexe.

Bien que la formulation de certains articles du Chapitre 4bis introduise déjà une approche graduée, la manière dont les exigences sont appliquées peut être graduée, après identification du risque associé au réacteur de recherche, pour autant qu'un niveau de sûreté suffisant soit atteint. L'exploitant peut donc proposer et justifier le choix des articles pour lesquels il souhaite appliquer une approche graduée, pour approbation par l'autorité de sûreté.

Contenu de l'arrêté L'arrêté modifie et apporte des compléments à l'ARPSIN. Les nouvelles dispositions sont applicables pour les réacteurs de recherche existants, moyennant des dispositions transitoires pour certains articles. i. I.Modifications au chapitre 1er: Dispositions générales Diverses définitions (par exemple réacteur de recherche et dispositifs expérimentaux) sont reprises du rapport de WENRA WGRR « Report: WENRA Safety Reference Levels for Existing Research Reactors » (novembre 2020) et du glossaire de l'AIEA et ajoutées dans l'article 1 de l'ARPSIN (« Définitions »).Selon la définition reprise du glossaire de l'AIEA, un réacteur de recherche est un réacteur avec lequel on peut produire et utiliser le flux de neutrons et de rayonnements ionisants à des fins de recherche et pour certains autres usages. Ces derniers doivent être directement liées au réacteur de recherche, et sont par exemple pour éducation et formation des scientifiques et étudiants, ainsi que pour la production des radio-isotopes pour des applications industrielles et les médicales. Les autres fins visées dans la définition de dispositifs expérimentaux peuvent par exemple être pour éducation et formation des scientifiques et étudiants.

A l'article 2, le champ d'application précisera que le nouveau chapitre 4bis sera applicable aux réacteurs nucléaires de recherche, tels que définis à l'article 1er. i. II.Insertion du chapitre 4bis : Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs nucléaires de recherche L'article 43 conçu concerne la formation et habilitation du personnel.

Par rapport à l'article équivalent du chapitre 3, il a été reformulé en cohérence avec les niveaux de référence de l'Issue D de WENRA WGRR, en supprimant la formation sur simulateur pour les opérateurs de la salle de commande des réacteurs de recherche. Le travail en équipe de quart doit faire partie des sujets de la formation de réactualisation annuelle si cela s'avère pertinent pour le réacteur de recherche concerné. Cet article spécifie également que la possibilité pour que des étudiants soient autorisés, à des fins éducatives, à changer l'état d'un réacteur doit être inclue dans l'arrêté d'autorisation de ce réacteur. De plus, conformément aux intentions du WGRR, il est précisé qu'alors une habilitation n'est pas requise pour ces étudiants mais qu'ils doivent recevoir une formation adéquate et agir sous supervision permanente d'un opérateur habilité.

L'article 44.2 conçu précise les exigences concernant les évènements de base de conception qui doivent être sélectionnés pour les réacteurs de recherche. Les événements d'origine interne n'incluent plus de LOCA, car cet accident n'est pas pertinent pour tous les réacteurs de recherche, et lorsqu'il est pertinent, il est inclus implicitement dans le premier point du même alinéa. Pour les événements d'origine externe, aucune précision n'a été donnée sur le type d'avion à considérer pour la chute d'avion, ce qui permet d'appliquer l'approche graduée.

La sélection des événements de base de conception est conforme au risque associé au réacteur de recherche : l'approche consistant à sélectionner un certain nombre de scénarios enveloppants peut être utilisée, à condition que ces événements soient suffisamment représentatifs.

L'article 44.3 conçu regroupe et simplifie les exigences concernant les critères d'acceptation techniques qui doivent être spécifiés pour un réacteur de recherche. Les critères de protection de l'intégrité qui doivent être spécifiés, en particulier aussi pour le circuit primaire et secondaire si pertinent, sont adéquats pour le réacteur de recherche concerné.

L'article 44.5.1 conçu, relatif aux exigences pour le maintien des fonctions de sûreté, a été reformulé et simplifié en cohérence avec le niveau de référence E9.3 de WENRA WGRR, par exemple en supprimant l'exigence concernant la répétition des procédures sur simulateur. Il introduit également la possibilité de maintenir les fonctions de sûreté à partir d'un ou de postes de commande supplémentaires séparés s'il y en a de prévus à cet effet, en cas d'événement initiateur affectant la salle de commande du réacteur.

L'article 44.5.2 conçu et l'article 44.5.3 conçu relatifs respectivement aux fonctions de mise à l'arrêt du réacteur, de maintien de la sous-criticité et d'évacuation de la chaleur résiduelle, ont été reformulés en cohérence avec les niveaux de référence E9.6 et E9.8 de WENRA WGRR, en appliquant une approche graduée par rapport au type et nombre des moyens nécessaires au maintien de la sous-criticité et à la nécessité des moyens d'évacuation de la chaleur résiduelle.

Les exigences pour les fonctions de confinement (article 44.5.4 conçu) ont été adaptées aux réacteurs de recherche en cohérence avec le niveau de référence E9.9 de WENRA WGRR, notamment en allégeant les exigences liées aux pénétrations. Les moyens de confinement à considérer dépendent des prescriptions de conception et les choix des dispositifs retenus doit être justifié. Les limites auxquelles il est fait référence dans cet article sont celles considérées lors de l'autorisation du réacteur.

L'article 44.6.1 conçu introduit une approche graduée sur la nécessité d'instrumentation pour l'entreposage du combustible usé du réacteur et similairement à l'article 44.6.2 conçu sur la nécessité d'un second système d'instrumentation et de contrôle commande. Ces exigences ne sont pas des obligations s'il est démontré qu'elles ne sont pas nécessaires compte tenu du risque lié au réacteur.

L'exigence introduite à l'article 44.6.3 conçu sur la possibilité de procéder à des essais du fonctionnement du système de protection pendant le fonctionnement du réacteur, permet de justifier toutes les exceptions par rapport aux prescriptions indiquées.

Une approche graduée est introduite pour l'utilisation des méthodes probabilistes dans l'établissement de la liste des conditions d'extension de la conception (article 45.2 conçu) et pour leur analyse (article 45.3 conçu), en cohérence avec les niveaux de référence F2.1 et F3.1 de WENRA WGRR. La sélection des conditions d'extension de la conception est conforme au risque associé au réacteur de recherche : un nombre limité de scénarios enveloppants peut être sélectionné, à condition que ces scénarios soient suffisamment représentatifs.

Les exigences concernant les moyens d'évacuation de la chaleur résiduelle du coeur et de l'entreposage du combustible usé du réacteur de recherche en conditions d'extension de la conception (article 45.4.3 conçu) sont moins contraignantes que les exigences du chapitre 3, en faisant mention de moyens suffisants pour l'évacuation de la chaleur résiduelle, en cohérence avec le niveau de référence F4.7 de WENRA WGRR. L'article 45.4.4 conçu relatif aux fonctions de confinement en conditions d'extension de la conception a été reformulé en cohérence avec le niveau de référence F4.8 de WENRA WGRR et simplifié pour l'adapter aux réacteurs de recherche : les aspects caractéristiques des réacteurs nucléaires de production d'électricité n'ont pas été retenus et les critères spécifiques ont été supprimés. Les moyens nécessaires pour respecter les critères de protection de l'intégrité du confinement sont définis en fonction du risque associé au réacteur de recherche. Une filtration en cas d'évent prévu pour gérer la pression dans le bâtiment réacteur est exigée, si cela s'avère pertinent pour le réacteur de recherche concerné.

L'article 45.4.5 conçu introduit une approche graduée pour la nécessité d'instrumentation pour l'entreposage du combustible usé du réacteur en conditions d'extension de la conception, qui est déterminée sur base du risque associé à cet entreposage. Les exigences sur la disponibilité dans le ou les postes de commande supplémentaires séparés de l'information issue de l'instrumentation en conditions d'extension de la conception ont été assouplies. L'information issue de cette instrumentation est disponible dans le ou les postes de commande supplémentaires séparés, s'il y en a de prévus.

Une approche graduée a été introduit à l'article 46.3 conçu pour les valeurs de fréquence de dépassement utilisées pour le choix des phénomènes naturels de base de conception, qui doivent être justifiées en cohérence avec l'objectif de sûreté nucléaire du réacteur de recherche.

L'article 48 conçu introduit une approche graduée pour l'utilisation des méthodes probabilistes lors de l'exercice de revue de la conception. Cet article a également été simplifié par rapport à l'article équivalent du chapitre 3 quant aux exigences relatives à l'implémentation du plan d'actions qui découle de l'exercice.

L'article 49 conçu regroupe les exigences liées aux dispositifs expérimentaux et aux activités expérimentales, également pour les activités menées par des étudiants et les expérimentateurs (par exemple l'établissement de procédures pour encadrer la conduite du réacteur par des étudiants et leur supervision par un opérateur habilité), en cohérence avec les niveaux de référence de WENRA WGRR. En outre, la gestion des déchets issus des activités expérimentales et de leur démantèlement doit être prévue à la conception.

L'article 51 conçu reprend les mêmes exigences en matière de gestion du vieillissement que celles du chapitre 3, avec la suppression des composants spécifiques aux réacteurs de puissance et des phénomènes de vieillissement associés à prendre en compte dans le programme de gestion du vieillissement.

L'article 52 conçu relatif à la maintenance, l'inspection en service et les essais fonctionnels a été reformulé en cohérence avec les prescriptions de WENRA WGRR et adapté avec des exigences spécifiques aux réacteurs de recherche. Les mesures de surveillance nécessaires pour vérifier l'intégrité et l'efficacité de la fonction de confinement du bâtiment réacteur sont pertinentes au réacteur de recherche concerné et peuvent comprendre les mesures indiquées à cet article.

L'article 53 conçu introduit une approche graduée pour l'établissement des guides de gestion d'accidents graves et les exigences qui y sont liées. En outre, il mentionne que les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, de guides de gestion d'accidents graves doivent permettre de gérer les accidents affectant également les dispositifs expérimentaux, en cohérence avec les prescriptions de WENRA WGRR. La nécessité de disposer des guides de gestion d'accidents graves est déterminée sur base du risque associé au réacteur de recherche.

L'exigence concernant la possibilité de support entre réacteurs de recherche n'a pas été retenu à l'article 53.1 conçu parce que non applicable en Belgique et que d'autres articles introduisent déjà des exigences sur cet aspect.

L'alinéa de l'article 53.3 conçu concernant la validation des procédures de conduite accidentelle a été reformulé en cohérence avec le niveau de référence LM4.2 de WENRA WGRR, en supprimant la représentation sur simulateur des situations accidentelles.

L'article 53.4 conçu introduit une approche graduée pour l'utilisation des résultats des analyses probabilistes de sûreté dans la mise à jour des procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, des guides de gestion des accidents graves.

L'alinéa de l'article 53.5 conçu concernant la formation du personnel de la salle de commande pour l'utilisation des procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, des guides de gestion d'accidents graves a été reformulé en cohérence avec le niveau de référence LM6.1 de WENRA WGRR, en supprimant la formation sur simulateur.

L'article 54 conçu introduit une approche graduée pour l'utilisation des analyses probabilistes dans la démonstration de sûreté et pour les aspects opérationnels des guides de gestion des accidents graves à inclure dans le rapport de sûreté.

Les exigences liées aux études probabilistes de sûreté (article 55 conçu) ont été adaptées aux réacteurs de recherche selon une approche graduée, en cohérence avec les prescriptions de WENRA WGRR. En particulier, l'exigence d'une étude probabiliste de sûreté pour les réacteurs nucléaires de recherche dont la puissance thermique dépasse 5 MW, a été introduite en cohérence avec la guidance sur l'Issue O développé par le WENRA WGRR (« Issue O : Probabilistic Safety Assessment of Existing Research Reactors »).

L'article 56 conçu ajoute l'utilisation du réacteur comme thème supplémentaire à examiner lors de la révision périodique de sûreté, en cohérence avec le niveau de référence P2.2 de WENRA WGRR. Les exigences de l'article équivalent du chapitre 3 relatives au planning du plan d'actions qui découle de cet exercice n'ont pas été reprises.

L'alinéa de l'article 57.3 conçu relatif au centre de coordination pour la gestion de crise sur site introduit l'exigence de prévoir des moyens de communication avec le ou les postes de commande supplémentaires séparés s'il y en a de prévus à cet effet.

L'article 58 conçu concernant la protection contre les incendies d'origine interne ne retient plus l'exigence du chapitre 3 sur la réalisation d'une étude probabiliste de risque incendie, conformément aux prescriptions de WENRA WGRR. En outre, le texte de l'article 58.2 conçu relatif aux systèmes de protection anti-incendie a été adapté pour prendre en compte le fait que certains réacteurs de recherche utilisent des dispositifs sans eau comme moyens d'extinction d'incendie.

Entrée en vigueur L'article 5 définit les délais pour l'entrée en vigueur des articles du chapitre 4bis : la prise en compte des nouvelles exigences réglementaires liées à la conception (articles 44, 45 et 46 conçus) se fait lors de la prochaine réévaluation périodique de sûreté (dont le rapport de synthèse est prévu pour le 1er juillet 2026). Les autres exigences ne nécessitent pas d'effort majeur de l'exploitant, un délai d'un an pour leur entrée en vigueur est jugé suffisant.

Réglementation par objectifs Si en pratique une réglementation ne peut spécifier uniquement des objectifs ou à l'inverse être totalement prescriptive, cet arrêté se veut plutôt être une règlementation par objectifs, fixant les buts plutôt que les moyens pour y parvenir. Cette approche laisse la responsabilité première et entière à l'exploitant en matière de sûreté nucléaire, et correspond aux pratiques internationales de règlementation en la matière. Ceci permet d'une part de laisser à l'exploitant la mise en oeuvre concrète des moyens pour parvenir à l'objectif et d'autre part, cela permet à l'exploitant de mettre en oeuvre une approche graduée en fonction du risque présenté par son installation. En effet, l'ampleur des moyens mis en oeuvre sera à priori plus importante pour les installations à risque élevé que pour les installations à risque faible. Dans le cadre de cette réglementation par objectifs, l'action de l'Autorité de sûreté consistera d'une part à vérifier que l'exploitant a bien mis en place les processus nécessaires pour atteindre les objectifs, et d'autre part à vérifier la performance de ces processus. En plus, 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, proposant un large éventail de sanctions (et donc pas uniquement pénales), permet une approche graduée en termes de sanctions. Ce système de sanctions s'allie adéquatement à une réglementation par objectifs.

Avis du Conseil d'état Le Conseil d'état, section de législation, a donné le 3 juillet 2023 son avis no 73.773/3 sur ce projet d'arrêté royal. Le projet a été adapté en fonction.

J'ai l'honneur d'être, Sire, de Votre Majesté le très respectueux et très fidèle serviteur, La Ministre de l'Intérieur, A. VERLINDEN

21 JUILLET 2023. - Arrêté royal complétant l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires pour ce qui concerne les réacteurs de recherche 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 la loi du 19 décembre 2021 ;

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 1er juin 2023 ;

Vu l'analyse d'impact de la réglementation du 17 janvier 2023, 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 16 février 2023 ;

Vu l'accord du Secrétaire d'Etat au Budget, donné le 13 mars 2023 ;

Vu l'avis 73.773/3 du Conseil d'Etat rendu le 3 juillet 2023, en application de l'article 84, § 1, premier alinéa, 2° des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973 ;

Considérant l'avis du Conseil Scientifique des Rayonnements Ionisants, donné le 9 septembre 2022 ;

Sur la proposition de Notre ministre de l'Intérieur de l'avis de Nos Ministres qui en ont délibéré en Conseil, Nous avons arrêté et arrêtons :

Article 1er.Cet 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.

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 des 10 août 2015, 29 mai 2018, 9 octobre 2018 et 19 février 2020 est complété par un alinéa comme suit : « Pour l'application du chapitre 4bis, on entend par : 1° Réacteur de recherche : Réacteur nucléaire utilisé principalement pour la production et l'utilisation de flux de neutrons et de rayonnements ionisants à des fins de recherche et pour certains autres usages, y compris les installations expérimentales associées au réacteur et les installations d'entreposage, de manutention et de traitement des matières radioactives qui se trouvent sur le même site et qui sont directement liées au fonctionnement sûr du réacteur de recherche.Les installations communément appelées assemblages critiques et sous-critiques, et les réacteurs homogènes de puissance nulle sont exclues. 2° Dispositifs expérimentaux : dispositif mis en place dans un réacteur ou près du réacteur pour utiliser le flux de neutrons et les rayonnements ionisants du réacteur à des fins de recherche, de développement, de production d'isotopes ou à d'autres fins.3° Activité expérimentale : Activité réalisé dans le réacteur de recherche qui utilise le flux de neutrons ou les rayonnements ionisants produits par le réacteur.Les activités expérimentales comprennent par exemple la production de radio-isotopes, l'irradiation pour les tests de matériaux, le dopage du silicium, ou encore l'examen et l'activation neutronique réalisés grâce à des rayons de neutrons.

L'enseignement, la formation et la validation des modèles informatiques réalisés avec le réacteur sont également considérés comme des activités expérimentales. »

Art. 3.L'article 2 du même arrêté est complété par un alinéa comme suit : « Le chapitre 4bis du présent arrêté s'applique aux réacteurs de recherche, tels que définis à l'article 1er. »

Art. 4.Dans le même arrêté, après le chapitre 4, il est inséré un chapitre 4bis, comme suit : « Chapitre 4bis. - Prescriptions de sûreté spécifiques aux réacteurs nucléaires de recherche Section I. - Gestion de la sûreté nucléaire

Art. 42 - Système de gestion Une entité organisationnelle, ayant la responsabilité de conduire des évaluations indépendantes doit être établie au sein de l'organisation de l'exploitant, et investie de l'autorité correspondante.

Art. 43 - Formation et habilitation du personnel Les opérateurs de la salle de commande des réacteurs de recherche doivent suivre une formation initiale et effectuer une réactualisation annuelle, notamment afin d'acquérir une aptitude pratique à l'utilisation des procédures en exploitation normale et en conditions accidentelles.

La formation de réactualisation annuelle des opérateurs de la salle de commande porte notamment sur les sujets suivants : - la conduite du réacteur, tant pour les états de fonctionnement normal, que pour des incidents de fonctionnement prévus et pour des accidents sélectionnés ; - le travail en équipe de quart, le cas échéant ; - les retours d'expérience d'exploitation et les modifications aux installations et procédures.

Le personnel de maintenance et de support technique, y compris celui des sous-traitants, doit recevoir un apprentissage pratique si possible sur des maquettes ou composants réels dans des installations de formation ou laboratoires, afin de lui permettre d'être familier avec les exigences de sûreté spécifiques des tâches qui ne peuvent pas être répétées sur les équipements installés.

Les opérateurs de la salle de commande en charge de la conduite et des changements d'état du réacteur doivent posséder une habilitation valide pour un terme défini. Des critères documentés pour l'obtention de cette autorisation sont utilisés pour l'évaluation de la compétence et de l'aptitude des individus. L'exploitant doit établir des procédures pour l'obtention de cette autorisation et pour son renouvellement à l'expiration du terme.

L'autorisation de création et d'exploitation peut déroger à l'exigence de l'alinéa précèdent pour les étudiants qui participent à la conduite et aux changements d'état du réacteur dans le cadre de leur formation.

Ils reçoivent la formation adéquate et leur supervision permanente est assurée par un opérateur habilité. Section II - Conception

Art. 44 - Base de conception des réacteurs nucléaires de recherche existants 44.1 - Stratégie de la sûreté En application du concept général de défense en profondeur, la conception doit prévoir des barrières physiques multiples pour s'opposer au relâchement incontrôlé de matières radioactives dans l'environnement ainsi qu'une combinaison d'équipements et de mesures qui assurent l'efficacité et la protection de ces barrières.

Pour se conformer au concept général de défense en profondeur, la conception doit être de nature à empêcher, dans la mesure du possible : (a) que l'intégrité des barrières physiques ne soit mise en danger ;(b) qu'une barrière cède lorsqu'elle est sollicitée ;(c) que la défaillance d'une barrière entraîne celle d'une autre barrière. 44.2 - 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 de 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 erreurs humaines, - d'autres risques tels qu'incendie, explosions, inondations.

Les événements sélectionnés d'origine externe comprennent des événements résultant d'activités humaines, dont au minimum: - la chute d'avion, - 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. 44.3 - Critères d'acceptation techniques Les événements initiateurs postulés pour chaque état opérationnel sont regroupés en un nombre restreint de catégories selon leur probabilité d'occurrence. Chaque catégorie doit être assortie de critères d'acceptation tenant compte de l'exigence selon laquelle les évènements fréquents ne doivent avoir que des conséquences radiologiques mineures ou nulles et que les événements susceptibles d'entraîner des conséquences graves doivent avoir une probabilité d'occurrence très faible.

Des critères de protection de l'intégrité doivent être spécifiés pour : - le combustible. De plus, un critère d'endommagement maximum du combustible doit être spécifié pour chaque accident de base de conception ; - le cas échéant, le circuit primaire ; - le cas échéant, le circuit secondaire ; - les moyens de confinement. Ces critères portent notamment sur les températures, pressions et taux de fuites maximaux. 44.4 - 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) le blocage le plus pénalisant d'une barre de contrôle est postulé ;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. 44.5 - Fonctions de sûreté 44.5.1 - 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.

Toute action d'opérateur malgré tout requise dans les 30 minutes suivant la détection de l'évènement initiateur depuis la salle de commande, doit être justifiée dans le rapport de sûreté et soutenue par des procédures. Ces procédures sont répétées régulièrement.

Si l'événement initiateur affecte la salle de commande et pour autant qu'un ou des postes de commande supplémentaires séparés sont prévus à cet effet, les fonctions de sûreté seront maintenues sans intervention humaine pendant le délai nécessaire pour permettre l'intervention des opérateurs à partir de ces lieux.

Les fonctions de sûreté des différentes réacteurs de recherche d'un même site sont assurées de manière indépendante pour chaque réacteur.

Les systèmes supports partagés entre un réacteur de recherche et d'autres réacteurs de recherche ou d'autres installations nucléaires sont dimensionnés de telle manière que les fonctions de sûreté des différents réacteurs de recherche sont assurées de manière indépendante pour chaque réacteur. 44.5.2 - Fonctions de mise à l'arrêt du réacteur et de maintien de la sous-criticité Au moins un moyen permet de mettre et maintenir le réacteur à l'arrêt.

La nécessité de disposer de plusieurs moyens est déterminée compte tenu du risque associé à la défaillance d'un moyen unique. Le cas échéant, ces moyens seront indépendants et de préférence diversifiés.

Au moins un moyen doit être capable à lui seul, de ramener rapidement le réacteur dans un état sous-critique avec une marge adéquate en tenant compte d'une défaillance unique.

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 celui du combustible usé. 44.5.3 - Fonctions d'évacuation de la chaleur résiduelle Si des moyens d'évacuation de la chaleur résiduelle du coeur à l'arrêt et de l'entreposage de combustible usé sont nécessaires afin de respecter les critères d'intégrité du combustible, ces moyens doivent être prévus en tenant compte d'une défaillance unique et de la perte du réseau externe. 44.5.4 - Fonctions de confinement Il faut prévoir des moyens de confinement de façon qu'un rejet éventuel de matières radioactives dans l'environnement lors d'un accident de base de conception, reste inférieur aux limites prescrites. Ces moyens de confinement comprennent, selon les prescriptions de conception: a) des structures étanches ;b) des dispositifs pour l'isolement du bâtiment réacteur des tuyauteries connectées au circuit primaire qui le traversent et du système de ventilation ;c) des dispositifs pour la gestion, la rétention ou l'élimination des produits de fission, de l'hydrogène, de l'oxygène et des autres substances qui pourraient être relâchées dans le bâtiment réacteur. Les choix faits au niveau de la redondance, de l'automatisation, du type et de la localisation de ces dispositifs sont justifiés. 44.6 - Instrumentation et systèmes de contrôle 44.6.1 - Généralités Une instrumentation doit permettre de mesurer les principaux paramètres qui peuvent influer sur le processus de fission, sur l'intégrité du coeur du réacteur, sur les systèmes de refroidissement du réacteur, sur les moyens de confinement et sur l'état de l'entreposage de combustible usé. La nécessité d'une telle instrumentation pour l'entreposage du combustible usé est déterminée sur base du risque associé à cet entreposage.

Cette instrumentation doit fournir les informations requises pour exploiter le réacteur de manière fiable et sûre et pour déterminer l'état du réacteur lors d'accidents de base de conception. Il faut prévoir des enregistrements automatiques des mesures de tous les paramètres dérivés qui sont importants pour la sûreté nucléaire.

L'instrumentation doit permettre de mesurer de manière adéquate les paramètres du réacteur liés aux différents états du réacteur. A cette fin, elle doit être conçue et qualifiée pour les conditions de service correspondant à ces états. 44.6.2 - Salle de commande Il faut prévoir une salle de commande d'où le réacteur peut être conduit de manière sûre dans tous ses domaines de fonctionnement, et d'où des mesures peuvent être prises pour maintenir le réacteur dans un état sûr ou le ramener dans un tel état après le déclenchement d'incidents de fonctionnement prévus et d'accidents de base de conception.

Des dispositifs doivent être prévus pour donner des indications visuelles et, s'il y a lieu, acoustiques sur les conditions de fonctionnement et les processus d'exploitation qui se seraient écartés de la normale et qui pourraient affecter la sûreté nucléaire. La conception de la salle de commande doit prendre en compte les principes d'ergonomie. En outre, des informations appropriées doivent permettre à l'opérateur de surveiller les effets des actions automatiques.

Une attention particulière doit être accordée à l'identification des événements d'origine interne et externe à la salle de commande qui peuvent constituer une menace directe pour la poursuite de son utilisation. Des mesures raisonnables doivent être prévues à la conception afin de minimiser les effets de ces événements.

La nécessité d'un second système d'instrumentation et de contrôle commande est déterminée compte tenu du risque engendré par la perte de la salle de commande.

Si un tel système est nécessaire : - il est installé de préférence en un endroit unique ; - il est physiquement et électriquement séparé de la salle de commande ; - il permet de mettre et de maintenir le réacteur à l'arrêt, d'évacuer la chaleur résiduelle et de surveiller les variables essentielles du réacteur au cas où il ne serait plus possible d'assurer ces fonctions de sûreté essentielles depuis la salle de commande. 44.6.3 - Système de protection Le système de protection doit être conçu de manière à présenter une fiabilité fonctionnelle en rapport avec l'importance de la (des) fonction(s) de sûreté à remplir. La redondance et l'indépendance prévues à la conception du système de protection doivent être suffisantes pour assurer au moins: (1) qu'aucune défaillance unique n'entraîne la perte de la fonction de protection;et (2) que la mise hors service d'un composant ou d'une voie quelconque n'entraîne pas la perte de la redondance minimum requise. Le système de protection doit être conçu de manière à permettre de procéder à des essais de son fonctionnement pendant le fonctionnement du réacteur. La conception doit permettre de tester en fonctionnement tous les aspects d'une fonctionnalité, depuis le capteur jusqu'au signal d'entrée dans l'actionneur final. Des exceptions doivent être justifiées.

La conception doit être de nature à réduire le plus possible la probabilité qu'une action de l'opérateur ne rende le système de protection inopérant en exploitation normale et lors d'incidents de fonctionnement prévus, mais elle ne peut pas empêcher les opérateurs de prendre les actions correctes nécessaires pour la gestion d' accidents de base de conception.

Les systèmes informatisés utilisés dans le système de protection doivent satisfaire, lors de leur mise en oeuvre, aux dispositions suivantes : (1) le matériel et le logiciel doivent être de la plus haute qualité possible et correspondre aux meilleures pratiques disponibles ;(2) l'ensemble du processus de développement, y compris le contrôle, les essais et la mise en service des modifications de la conception, doit être consigné systématiquement dans des documents afin de pouvoir être audité ;(3) afin de confirmer que l'on peut avoir confiance dans la fiabilité des systèmes informatisés, ces systèmes seront évalués par des spécialistes indépendants des concepteurs et des fournisseurs ;et (4) lorsque l'intégrité requise du système ne peut pas être démontrée avec un degré de confiance suffisant, il faut prévoir une diversification des moyens permettant d'assurer les fonctions de protection. 44.6.4 - Alimentation de secours Les systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire doivent pouvoir être alimentés par une alimentation électrique de secours.

Cette alimentation doit être capable de fournir l'énergie nécessaire dans toutes les conditions de fonctionnement ou lors d'un accident de base de conception, et dans l'hypothèse d'une défaillance unique et d'une perte simultanée du réseau externe.

Art. 45 - Extension de la conception des réacteurs nucléaires de recherche 45.1 - 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 prises 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.

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. 45.2 - Sélection des conditions d'extension de la conception Une liste représentative de conditions d'extension de la conception est établie et justifiée sur base de méthodes déterministes et de jugements d'experts, complétés, le cas échéant, par des méthodes probabilistes.

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 celui dans l'entreposage du combustible usé, pour autant que de tels accidents n'aient pas été rendus extrêmement improbables avec un haut degré de confiance. 45.3 - 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 lorsqu'elles existent ;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. 45.4 - Fonctions de sûreté en conditions d'extension de la conception 45.4.1 - 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 installations et à tout moment. 45.4.2 - 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. 45.4.3 - Evacuation de la chaleur résiduelle Des moyens suffisants, en ce compris leurs alimentations électriques, sont disponibles pour évacuer la chaleur résiduelle du coeur et de l'entreposage du combustible usé. 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. 45.4.4 - Fonctions de confinement L'isolement du bâtiment réacteur est assuré. Si cet isolement ne peut 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 des moyens de confinement du bâtiment réacteur.

Les moyens nécessaires pour respecter les critères de protection de l'intégrité du confinement sont mis en place.

Si un évent est prévu pour gérer la pression dans le bâtiment réacteur, une filtration est présente. 45.4.5 - Instrumentation et contrôle pour la gestion des conditions d'extension de la conception L'instrumentation pour déterminer l'état du réacteur y compris si nécessaire l'état de l'entreposage du combustible usé et l'état des fonctions de sûreté est disponible et adéquatement qualifiée. La nécessité de déterminer l'état de l'entreposage du combustible usé est déterminée sur base du risque associé à cet entreposage.

Cette instrumentation 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 disponible dans la salle de commande et, le cas échéant, dans le ou les postes de commande supplémentaires séparés. Au moins un lieu équipé de l'instrumentation reste opérationnel et habitable en conditions d'extension de la conception. 45.4.6 - 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. 46 - Phénomènes naturels 46.1 - 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. 46.2 - 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 le réacteur, 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 le réacteur. 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 disponibles.

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 autres au changement climatique sera prise en considération lors de l'évaluation.

Les incertitudes sur les résultats seront évaluées. 46.3 - 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. Les valeurs de fréquence de dépassement utilisées pour le choix des phénomènes naturels de base de conception doivent être justifiée en cohérence avec l'objectif de sûreté nucléaire. 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. 46.4 - 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 du réacteur de recherche pendant et après les évènements ;7° 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 ;8° garantit la disponibilité de ressources suffisantes, en particulier si plusieurs installations 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 du réacteur de recherche 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. 46.5 - 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 installations qui envisagent l'utilisation d'équipements ou de services communs ;5° inclut des vérifications sur le terrain. Art. 47 - Classement des structures, systèmes et composants Des interfaces doivent être prévues entre les structures, systèmes et composants des différentes classes afin que toute défaillance de structures, de systèmes et de composants appartenant à une classe inférieure ne se propage pas à un système rangé dans une classe supérieure.

Art. 48 - 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. Des méthodes déterministes, complétées, le cas échéant, par des méthodes probabilistes ainsi que par des jugements d'experts, sont utilisées 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.

Art. 49 - Dispositifs expérimentaux et activités expérimentales 49.1 - Objectif Les dispositifs expérimentaux doivent être conçus de manière à ne pas nuire à la sûreté du réacteur dans tous ses états de fonctionnement et en conditions accidentelles.

Ni l'assemblage, l'insertion ou le retrait du coeur, ni l'utilisation, la maintenance ou la défaillance d'un dispositif expérimental ne peuvent compromettre: (a) la maîtrise de la réactivité ;(b) le fonctionnement du système de protection du réacteur ;(c) la capacité de refroidissement du combustible présent dans le coeur ;(d) le fonctionnement des moyens de confinement ou entraîner des conséquences radiologiques inacceptables. Le cas échéant, des critères de protection de l'intégrité des boucles expérimentales fonctionnant à haute pression ou à haute température, ainsi que pour les sources de neutrons, doivent être spécifiés.

Pour chaque dispositif expérimental, une base de conception spécifique au dispositif est établie et une analyse de sûreté est effectuée, qui prend au moins en compte: (a) l'inventaire en substances radioactives du dispositif expérimental ;(b) le potentiel de production ou de libération d'énergie ;(c) les dégâts causés par les événements initiateurs postulés ;(d) les interactions de celui-ci avec le réacteur et les autres dispositifs expérimentaux. Pour chaque dispositif expérimental, la gestion des déchets issus des activités expérimentales et de son démantèlement doit être prévue à la conception. 49.2 - Sûreté des activités expérimentales et éducatives Des procédures doivent être prévues pour la conception, la fabrication, l'installation, la mise en service et l'exploitation des dispositifs expérimentaux ayant un impact sur la sûreté.

Des procédures doivent être prévues pour la conception, le développement et la réalisation des activités expérimentales ayant un impact sur la sûreté.

Lorsque c'est nécessaire pour la sûreté du réacteur et de l'activité expérimentale, des moyens de surveillance appropriés des paramètres des activités expérimentales sont prévus dans la salle de commande du réacteur.

L'exploitant doit développer des procédures dans son système de gestion pour l'examen et l'approbation: (a) des propositions d'activités expérimentales ;(b) du contrôle de leur impact sur le fonctionnement du réacteur, en particulier les modifications de réactivité et de niveaux de radiation ;(c) du programme de mise en oeuvre ;(d) de désinstallation et de maintenance des dispositifs expérimentaux. L'exploitant doit établir, le cas échéant, des procédures pour encadrer la conduite du réacteur par des étudiants et leur supervision par un opérateur habilité.

L'exploitant s'assure que les étudiants et expérimentateurs dont les actions peuvent avoir un impact sur la sûreté nucléaire, mettent en pratique les dispositions des deux premiers alinéas de l'article 5.7. 49.3 - Compétence et qualification du personnel Les activités liées aux dispositifs expérimentaux, ayant un impact potentiel sur la sûreté sont autorisées et supervisées par du personnel de l'exploitant possédant les compétences et qualifications requises. 49.4 - Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels Un système de contrôle est prévu afin de s'assurer qu'après la maintenance ou inspection d'un dispositif expérimental, il n'est remis en service qu'après une vérification documentée de sa qualité, de sa configuration et, le cas échéant, de la réalisation des essais nécessaires. 49.5 - Analyse de risque incendie d'origine interne L'analyse de risque incendie prend en compte les risques d'incendie liés aux activités expérimentales. Section III. - Exploitation

Art. 50 - Limites et conditions d'exploitation Les limites et conditions d'exploitation doivent contenir des prescriptions pour les divers états opérationnels du réacteur, incluant le démarrage et la montée en puissance, l'arrêt, et rechargements en combustible.

Les limites et conditions d'exploitation doivent être aisément accessibles au personnel de la salle de commande. Elles doivent être aisément compréhensibles et leur forme doit être adaptée à l'usage des opérateurs.

Les opérateurs de la salle de commande doivent posséder une connaissance approfondie des limites et conditions d'exploitation et de leur base technique.

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 nucléaire.

Le personnel requis pour prendre en charge les différents états opérationnels doit être spécifié dans les limites et conditions d'exploitation et sera suffisant pour mettre en application les procédures d'urgence nécessaires éventuelles. Le personnel minimum requis en salle de commande doit notamment être précisé, ainsi que les qualifications nécessaires pour exercer ses fonctions.

Art. 51 - 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.

Art. 52 - Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels Le circuit primaire doit être soumis à une surveillance des fuites, comprenant si c'est possible des essais d'étanchéité, effectués à une fréquence appropriée, et au moins après tout arrêt au cours duquel l'étanchéité du circuit primaire aurait pu être compromise.

Les mesures de surveillance nécessaires pour vérifier l'intégrité et l'efficacité de la fonction de confinement du bâtiment réacteur sont mise en oeuvre. Elles comprennent, le cas échéant : - des essais d'étanchéité ; - des tests des pénétrations et des dispositifs d'isolation ; - des inspections et essais du système de ventilation et des filtres à haute efficacité ; - des inspections de l'intégrité structurelle ; - une surveillance des conditions ambiantes à l'intérieur du bâtiment réacteur telles que la température, la pression et autres caractéristiques de l'atmosphère.

Art. 53 - Procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves 53.1 - Objectifs et portée L'exploitant dispose d'un ensemble complet de procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, 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, les dispositifs expérimentaux et le combustible présent dans l'entreposage du combustible usé, en prenant en compte leurs possibles interactions.

La mise en oeuvre des procédures et guides reste possible dans le cas où toutes les installations du site se trouvent en conditions accidentelles, compte tenu des dépendances entre les systèmes et les ressources communes. 53.1.1 - 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 le réacteur dans un état sûr.

Ces procédures consistent en des procédures par état ou en une combinaison de procédures par état et de procédures événementielles. 53.1.2 - 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 l'entreposage du combustible usé.

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. 53.2 - Format et contenu Les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion d'accidents graves sont développés d'une manière systématique sur base d'une analyse réaliste et spécifique au réacteur des accidents possibles. Les résultats d'analyses de sûreté déterministes et, le cas échéant, probabilistes sont exploités dans ce cadre. Les procédures de conduite accidentelle sont cohérentes avec les autres procédures d'exploitation, en particulier avec les procédures de réponse aux alarmes (fiches d'alarme) et avec les guides de gestion d'accidents graves, le cas échéant.

Les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion d'accidents graves respectent une philosophie préétablie ; le choix des stratégies et mesures à exécuter prennent en compte la spécificité du réacteur.

Les procédures de conduite accidentelle doivent permettre à l'opérateur d'identifier rapidement les conditions accidentelles auxquelles elles se rapportent. Les conditions d'entrée et de sortie dans les procédures de conduite accidentelle sont définies de manière à pouvoir choisir rapidement la procédure de conduite accidentelle appropriée et à pouvoir naviguer entre les procédures. Le cas échéant, la transition des procédures de conduite accidentelle vers les guides de gestion des accidents graves doit pouvoir être clairement identifiée, en couvrant tous les états du réacteur.

Les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion des accidents graves sont facilement reconnaissables des autres procédures d'exploitation.

Les procédures de conduite accidentelle qui s'appliquent pour les accidents de base de conception recourent à des équipements et à une instrumentation adéquatement qualifiée. 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. 53.3 - Vérification et validation Sauf dérogation justifiée, toutes les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion d'accidents graves doivent être vérifiés, et validés dans la forme sous laquelle ils seront utilisés afin d'assurer leur adéquation technique et leur compatibilité avec les circonstances d'utilisation. La vérification est l'évaluation qui confirme l'exactitude d'une procédure ou d'un guide écrit et qui garantit que les facteurs techniques et humains ont été correctement pris en considération. La validation est l'évaluation qui confirme que les actions décrites dans les procédures et guides peuvent être exécutées par un personnel formé. L'approche utilisée pour vérifier et valider les procédures et les guides doit être documentée.

La validation des procédures de conduite accidentelle s'effectue en modélisant des situations d'accidents représentatifs.

Le cas échéant, la validation des guides de gestion d'accidents graves s'effectue en modélisant des scénarios représentatifs d'accidents graves et en modélisant les actions définies dans les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves. 53.4 - Mise à jour et révision des procédures et des guides Les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion des accidents graves sont actualisés périodiquement de telle manière qu'ils restent adaptés à leur usage. En particulier, il convient de vérifier l'impact éventuel sur les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves, des: - modifications du réacteur; - modifications organisationnelles; - résultats des analyses probabilistes de sûreté (le cas échéant); - nouvelles connaissances ou expériences en rapport avec les (la gestion des) accidents (graves) ; - révisions des bases génériques.

Le cas échéant, une mise à jour en dehors des mises à jour périodiques peut être requise. 53.5 - Responsabilités et formation Le rôle et la responsabilité de chaque personne impliquée dans la mise en oeuvre d'une procédure de conduite accidentelle ou, le cas échéant, d'un guide de gestion d'accident grave doivent être définis clairement et de manière univoque. La coordination nécessaire doit être assurée.

Le personnel concerné par les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion d'accidents graves bénéficie de la formation initiale et des recyclages nécessaires couvrant notamment les aspects suivants : - rôles et responsabilités ; - déroulement des accidents de base de conception, accidents d'extension de la conception et phénomènes y afférents ; - concept et structure des procédures et le cas échéant guides de gestion des accidents graves; - actions et mesures définies dans les procédures de conduite accidentelle et le cas échéant les guides de gestion des accidents graves ; - apprentissage et mise en application des procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion des accidents graves, y compris la transition entre les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves, si d'application ; - interactions entre les intervenants.

Le personnel de la salle de commande doit être régulièrement formé et entraîné à l'utilisation des procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, des guides de gestion d'accidents graves.

Les interventions qui sont décrites dans les guides de gestion d'accidents graves, et dont le but est de rétablir les fonctions de sûreté, font l'objet d'exercices réguliers planifiés. Ces exercices prennent en compte des circonstances potentiellement défavorables. 53.6 - Moyens L'exploitant doit veiller à la disponibilité du matériel et des moyens nécessaires pour exécuter les actions décrites dans les procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, les guides de gestion d'accident graves. Section IV. - Vérification de la sûreté nucléaire

Art. 54 - Contenu du rapport de sûreté Le rapport de sûreté traite, d'une manière non limitative, les matières suivantes : a) Introduction et contexte.b) Description générale du site, du réacteur, du fonctionnement normal de l'installation et de sa sûreté.c) Organisation de l'exploitation et gestion de la sûreté nucléaire.d) Evaluation du site: aspects de sûreté et évènements d'origine externe.e) Aspects généraux de conception et objectifs fondamentaux de sûreté.f) Description détaillée des fonctions de sûreté et des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire avec leurs bases de conception et leur fonctionnement dans tous les états du réacteur (en puissance, à l'arrêt, en conditions accidentelles) ; codes et normes applicables. 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, si d'application ; h) Mise en service des nouvelles installations.i) Aspects opérationnels, y compris la description des aspects opérationnels des procédures de conduite accidentelle et, le cas échéant, des guides de gestion des accidents graves, des essais et inspections, de la qualification et de la formation du personnel, du retour d'expérience national et international, de la gestion du vieillissement.j) Limites et conditions d'exploitation avec leurs justifications techniques.k) Radioprotection.l) Préparation aux situations d'urgence : actions au niveau du site et liaison/coordination avec des organisations externes.m) Aspects environnementaux, y compris les limites de rejets d'effluents radioactifs.n) Gestion des déchets radioactifs.o) Aspects de la conception et de l'exploitation en vue du démantèlement et de la fin d'exploitation. 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. 55 - Etudes probabilistes de sûreté Une étude probabiliste de sûreté doit être établie pour les réacteurs nucléaires de recherche, dont la puissance thermique dépasse 5 MW. L'étude probabiliste de sûreté est utilisée comme un outil complémentaire à la méthode déterministe, pour déterminer les facteurs significatifs qui contribuent aux risques radiologiques causés par le réacteur de recherche et pour évaluer dans quelle mesure la conception est équilibrée.

Art. 56 - Révisions périodiques de sûreté L'utilisation du réacteur sont examinées comme thème supplémentaire à ceux de l'article 14.2. Section V. - Préparation à l'urgence

Art. 57 - Plan Interne d'urgence 57.1 - 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 installations au niveau du site et si applicable de l'exploitant sont mises en oeuvre ; - est coordonné entre les différentes parties concernées. 57.2 - 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. 57.3 - 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, le ou les postes de commande supplémentaires séparés le cas échéant, ainsi qu'avec d'autres points importants du site, et avec les organismes d'intervention sur site et à l'extérieur du site. 57.4 - 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. 58 - Protection contre les incendies d'origine interne 58.1 - Principes de base de conception La capacité de mise à l'arrêt du réacteur, d'évacuation de la chaleur résiduelle, de confinement des matières radioactives et de surveillance de l'état du réacteur doit être maintenue pendant et après les incendies. 58.2 - Systèmes de protection anti-incendie Toutes les zones du réacteur en relation avec la sûreté doivent être couvertes par un système de protection incendie. Le circuit de distribution des hydrants par les bornes d'incendie externes aux bâtiments, les colonnes d'alimentation internes ainsi que les lances d'incendies avec leurs connections et accessoires doivent permettre de couvrir adéquatement ces zones, à l'exception des zones protégées par des dispositifs sans eau. La couverture doit être justifiée par l'analyse de risque d'incendie. »

Art. 5.Les articles 42, 43, 44 et 45 du même arrêté sont renumérotés comme articles 59, 60, 61 et 62.

Art. 6.Le présent arrêté entre en vigueur un an après sa publication au Moniteur belge, à l'exception des articles 44, 45 et 46 conçus, insérés par l'article 4, qui entrent en vigueur le 1er juillet 2026.

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

Donné à Bruxelles, le 21 juillet 2023.

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