27 MAI 2021. - Règlement technique de l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire du 27/05/2021 déclinant en termes pratiques l'objectif de sûreté nucléaire conformément à l'article 3/1 de l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires

Vu l'arrêté royal du 30 novembre 2011 portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires, ci-après dénommé « AR PSIN », les articles 3/1 et 3/2, insérés par l'arrêté royal du 9 octobre 2018;

Considérant l'arrêté royal du 20 juillet 2001 portant règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants, ci-après dénommé « RGPRI », les articles 20.1.1.1, 20.1.3, 20.1.4, 20.1.7, 20.2.3, 67.2 et 67.4;

Considérant l'arrêté royal du 1er mars 2018 portant fixation du plan d'urgence nucléaire et radiologique pour le territoire belge, ci-après dénommé « AR PUN »;

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 la guidance de l'AFCN 2013-05-15-NH-5-4-3-EN « Guideline - Safety demonstration of new class I nuclear installations - Approach to Defence-in-Depth, radiological safety objectives and application of a graded approach to external hazards » d'avril 2017 ;

Considérant le rapport de la WENRA « Safety of new NPP designs » de 2013 et la structure de la défense en profondeur qui y est décrite;

Considérant la position de la WENRA « statement on safety objectives for new nuclear power plants » de novembre 2010 qui définit des objectifs de sûreté quantifiés à atteindre en cas d'accidents et d'accidents graves;

Considérant le rapport de WENRA -RHWG « Practical Elimination Applied to New NPP Designs - Key Elements and Expectations » de 2019 qui définit des attentes spécifiques par rapport au concept d'élimination pratique;

Considérant le document de Bel V R-SG-17-001-0-e-0, « Guidance on the application of conservative and less conservative approaches for the analysis of radiological consequences » de juin 2017 qui clarifie l'application de ce règlement technique en matière de détermination des conséquences radiologiques d'un rejet de substances radioactives en situations accidentelles, en particulier les méthodes de calcul conservatives et moins conservatives et les caractéristiques d'une personne représentative du public;

Considérant la guidance de l'AFCN 2014-03-28-NH-5-4-4-EN « Guideline on the evaluation of the seismic hazards for new class I nuclear installations » de février 2015;

Considérant la guidance de l'AFCN 2014-03-18-RK-5-4-4-EN « Guideline on the categorization and assessment of accidental aircraft crashes in the design of new class I nuclear installations » de février 2015;

Considérant la guidance de l'AFCN 2014-03-13-RK-5-4-2-EN « Guideline on the evaluation of external flooding hazard for new class I nuclear installations » de février 2015;

Considérant que l'article 3/1 de l'AR PSIN stipule que l'objectif de sûreté nucléaire est de prévenir les accidents et, en cas de survenance d'un accident, d'en atténuer les conséquences et d'éviter les rejets radioactifs précoces ou massifs;

Considérant que l'article 3/1 de l'AR PSIN stipule que l'Agence peut adopter un règlement technique pour préciser la traduction pratique de l'objectif de sûreté nucléaire, afin d'assurer la cohérence avec les dispositions de l'arrêté royal du 1er mars 2018 portant fixation du plan d'urgence nucléaire et radiologique pour le territoire belge; CHAPITRE 1er. - Généralités

Article 1er.Définitions 1. Zones de planification d'urgence (zone de mise à l'abri et zone d'évacuation) : les zones situées à proximité d'une installation nucléaire qui sont visées à l'article 7.2.1 de l'annexe à l'AR PUN. 2. Denrée consommable : une denrée alimentaire destinée à la consommation humaine et/ou animale est considérée consommable si le niveau de contamination radioactive de cette denrée alimentaire est inférieur aux niveaux de référence en matière de contamination spécifiés à l'art.6.3.5 de l'annexe à l'AR PUN.

Art. 2.Champ d'application Le présent règlement technique s'applique conformément aux articles 3/1 et 3/2 de l'AR PSIN aux installations de classe I définies à l'article 3.1, a) du RGPRI, à l'exception des installations exclusivement destinées au stockage définitif de déchets radioactifs. CHAPITRE 2. - Objectif de sûreté nucléaire

Art. 3.Atteinte de l'objectif de sûreté nucléaire L'objectif de sûreté nucléaire consiste à prévenir les accidents et, en cas de survenance d'un accident, à en atténuer les conséquences et éviter les rejets radioactifs précoces ou massifs. Cet objectif est atteint par la mise en oeuvre de mesures aux différents niveaux du concept de défense en profondeur et par l'élimination pratique de situations susceptibles d'engendrer des rejets radioactifs précoces ou massifs.

Art. 4.Catégorisation des conditions considérées dans la démonstration de sûreté Les conditions identifiées notamment sur base de l'article 7.3 de l'AR PSIN comme faisant partie de la conception ou d'une révision de celle-ci sont catégorisées comme suit selon les catégories définies à l'article 1er de l'AR PSIN : - C2 : Incidents de fonctionnement prévus; - C3a : Accidents de base de conception; - C3b : Accidents du domaine d'extension de la conception « A » (DEC-A); - C4 : Accidents du domaine d'extension de la conception « B » (DEC-B ou accidents graves).

Les situations qui sont pratiquement éliminées sont catégorisées dans : - P : Situations pratiquement éliminées.

Art. 5.Mise en oeuvre de mesures aux différents niveaux du concept de défense en profondeur Les études de sûreté doivent démontrer que les mesures mises en oeuvre aux différents niveaux du concept de défense en profondeur définis dans le tableau 1 permettent de remplir les objectifs radiologiques.

Tableau 1. Relation entre les niveaux de la défense en profondeur et les objectifs radiologiques.

Niveau

Objectif

Condition

Objectif radiologique

Niveau

Doel

Omstandigheid

Radiologische doelstelling

1

Prévenir les incidents de fonctionnement prévus ou les défaillances (AR PSIN art.3/1 point b))

C1: Fonctionnement normal

(voir RGPRI article 20.1.4)

1

Voorkomen van voorziene bedrijfsincidenten of falingen (KB VVKI art.3/1 punt b))

C1: Normaal bedrijf

(zie ARBIS artikel 20.1.4)

2

Maîtriser les incidents de fonctionnement prévus et repérer les défaillances/ déviations (AR PSIN art.3/1 point c))

C2: Incidents de fonctionnement prévus

RSO1 (voir art. 7)

2

Beheersen van voorziene bedrijfsincidenten en detecteren van defecten/ afwijkingen (KB VVKI art.3/1 punt c))

C2: Voorziene bedrijfsincidenten

RSO1 (zie art. 7)

3

Maîtriser les accidents de base de conception (AR PSIN art.3/1 point d))

C3a: Accidents de base de conception

RSO2 (voir art. 8)

3

Beheersen van ontwerpbasisongevallen (KB VVKI art.3/1 punt d))

C3a: Ontwerpbasisongevallen

RSO2 (zie art. 8)

Maîtriser les conditions d'extension de la conception et notamment prévenir la progression des accidents vers des accidents graves (AR PSIN art.3/1 point e))

C3b: Accidents du domaine d'extension de la conception « A » (DEC-A)

RSO2 (voir art. 8)

Beheersen van omstandigheden van de uitbreiding van het ontwerp en voorkomen dat ongevallen escaleren naar ernstige ongevallen (KB VVKI art.3/1 punt e))

C3b: Ontwerpuitbreidingqongevallen binnen domein "A" (DEC-A)

RSO2 (zie art. 8)

4

Atténuer les conséquences des accidents graves (AR PSIN art.3/1 point e))

C4: Accidents du domaine d'extension de la conception « B » (DEC-B ou accidents graves).

RSO3 (voir art. 9)

4

Beperken van gevolgen van ernstige ongevallen (KB VVKI art.3/1 punt e))

C4: Ontwerpuitbreidingsongevallen binnen domein "B" (DEC-B of ernstige ongevallen)

RSO3 (zie art. 9)

5

Permettre la gestion des situations d'urgence

voir AR PUN

-

5

Beheer van noodsituaties

zie KB NRN

-

Les études de sûreté qui démontrent que les objectifs radiologiques sont atteints peuvent être moins conservatives pour les conditions catégorisées en C3b et C4 que pour les conditions catégorisées en C2 et C3a.

Art. 6.Elimination pratique Les situations pour lesquelles la mise en oeuvre de mesures aux différents niveaux du concept de défense en profondeur ne parviennent pas à empêcher que ces situations engendrent des rejets radioactifs précoces ou massifs, c'est-à-dire des rejets qui ne respectent pas un ou plusieurs critères du RSO3 doivent être pratiquement éliminées.

Une situation est pratiquement éliminée lorsqu'elle est : ? physiquement impossible, ou ? extrêmement improbable avec un haut degré de confiance.

Il n'y a pas d'étude des conséquences radiologiques d'une situation pratiquement éliminée. La justification de l'élimination pratique d'une situation est reprise dans le rapport de sûreté. CHAPITRE 3. - Objectifs radiologiques

Art. 7.Objectif RSO1 Pour les incidents catégorisés en C2, on démontre que les conséquences radiologiques sont négligeables de telle sorte que même en cas de survenance de plusieurs de ces incidents, un dépassement des limites de dose pour les personnes du public fixées à l'article 20.1.4 du RGPRI n'est pas attendu. Pour cela, il convient de démontrer que : ? la dose efficace pour une personne du public est inférieure à 0,1 mSv par incident et la dose équivalente à la thyroïde reste inférieure à 0,3 mSv par incident, si il est attendu que l'incident se produise au moins une fois par an, et; ? la dose efficace pour une personne du public est inférieure à 0,5 mSv par incident et la dose équivalente à la thyroïde est inférieure à 1,5 mSv par incident, si il est attendu que l'incident se produise moins d'une fois par an.

Art. 8.Objectif RSO2 Pour les accidents catégorisés en C3a et C3b, on démontre que les conséquences radiologiques pour une personne représentative à l'extérieur du site sont très limitées et qu'en particulier, la mise en place de mesures de protection, à savoir de mise à l'abri ou d'évacuation, n'est pas nécessaire, pas plus que la prise d'iode stable, conformément à l'AR PUN. Il convient de démontrer que pour une personne représentative du public : ? la dose efficace est inférieure à 5 mSv par accident sur une période de 24 heures glissantes, et; ? la dose équivalente à la thyroïde est inférieure à 10 mSv par accident.

Il convient en outre de démontrer que les conditions relatives aux produits de la chaîne alimentaire et à la dose efficace sur la durée de vie pour une personne représentative du public sont respectées, comme visées à l'article 9 du présent règlement (objectif RSO3).

Art. 9.Objectif RSO3 Pour les accidents catégorisés en C4, on démontre qu'ils n'engendrent pas de rejets radioactifs précoces ou massifs, c'est-à-dire que les conséquences radiologiques pour une personne représentative à l'extérieur du site sont tellement limitées que les mesures de protection nécessaires peuvent être limitées dans le temps et l'espace. Cela signifie plus particulièrement : ? qu'il n'y a pas de nécessité de relogement permanent; ? qu'il n'y a pas de nécessité d'évacuation, en dehors de la zone d'évacuation; ? qu'il n'y a qu'un besoin limité de mise à l'abri ou de prise d'iode stable; ? qu'il n'y a pas de nécessité de mesures à long terme à l'égard de la chaîne alimentaire; ? qu'il y a suffisamment de temps pour mettre en oeuvre les mesures de protection (évacuation, mise à l'abri, prise d'iode stable ou protection de la chaîne alimentaire).

L'absence de nécessité de relogement permanent est démontrée si la dose efficace sur la durée de vie pour une personne représentative du public, y compris la contribution de l'ingestion, est inférieure à 1 Sv par accident et intégrée sur une période de 50 ans suivant le passage du nuage radioactif.

L'absence de nécessité d'évacuation en dehors de la zone d'évacuation est démontrée si la dose efficace pour une personne représentative du public est inférieure à 50 mSv par accident sur une période de 7 jours (glissants) en dehors de la zone d'évacuation.

Le caractère suffisamment limité du besoin de mise à l'abri ou de prise d'iode stable est démontré si : ? la dose efficace pour une personne représentative du public est inférieure à 5 mSv par accident sur une période de 24 heures (glissantes) en dehors de la zone de mise à l'abri, et; ? la dose équivalente à la thyroïde pour une personne représentative du public est inférieure à 10 mSv par accident en dehors de la zone de mise à l'abri.

L'absence de nécessité de mesures à long terme à l'égard de la chaîne alimentaire est démontrée si, un an après le début de l'accident, les denrées de la chaîne alimentaire sont consommables partout sauf éventuellement dans une zone dont la superficie totale n'est pas plus grande que la zone de mise à l'abri.

Art. 10.Activités prévues en cas d'accident ou d'accident grave On démontre que les limites de dose fixées à l'article 20.1.3 du RGPRI pour les personnes professionnellement exposées sont respectées pour les activités à mettre en oeuvre en situation d'accident qui sont prévues dans le rapport de sûreté ou qui sont liées à des obligations réglementaires. La démonstration doit considérer l'activité, sa durée ainsi que les éventuels déplacements nécessités par cette activité.

Art. 11.Détermination des conséquences radiologiques d'un rejet Les conséquences radiologiques d'un événement sont déterminées en tenant compte des différentes contributions suivantes : ? pour la dose efficace les incidences de l'irradiation directe, de l'inhalation et, le cas échéant, de l'irradiation due au passage du nuage radioactif et aux dépôts sur les surfaces, sont considérées; ? pour la dose équivalente à la thyroïde, les incidences de l'inhalation lors du passage du nuage radioactif sont considérées; ? pour la dose efficace sur la durée de vie d'une personne représentative du public, les incidences de l'ingestion, de l'inhalation et de l'irradiation due aux dépôts sur les surfaces sont considérées.

Les mesures de protection qui seraient mises en oeuvre hors site ne sont pas prises en compte pour déterminer les conséquences radiologiques d'un événement, à l'exception des éventuelles mesures prises par rapport à la chaîne alimentaire. CHAPITRE 4. - Risques externes d'origine naturelle et risques d'origine humaine involontaire

Art. 12.Approche graduée pour les risques externes L'impact des risques externes d'origine naturelle, y compris des risques extrêmes, et des risques d'origine humaine involontaire, est minimisé en considérant ces risques dans la conception par une démonstration de sûreté, tout en appliquant une approche graduée. ? On détermine un scénario hypothétique qui est enveloppe en ce qui concerne les dégâts à l'installation et les conséquences radiologiques si l'un des risques externes considérés se produisait, avec une intensité égale ou supérieure au risque externe extrême HL2 défini à l'article 13. Il peut être fait appel à un jugement d'experts pour la justification du caractère enveloppe du scénario hypothétique. ? Un ou plusieurs scénarios hypothétiques pour adresser tous les différents risques externes sont déterminés. ? Les conséquences radiologiques sont déterminées de manière conservative pour chaque scénario hypothétique. Sur base de ces conséquences radiologiques, l'installation nucléaire est catégorisée comme suit dans une « graded approach category »: ? GAC1 : les conséquences radiologiques pour une personne du public du scénario hypothétique sont inférieures à une dose efficace de 0,5 mSv et à une dose équivalente à la thyroïde de 1,5 mSv; ? GAC2 : les conséquences radiologiques du scénario hypothétique remplissent l'objectif RSO2 et ne remplissent pas l'objectif RSO1; ? GAC3 : les conséquences radiologiques du scénario hypothétique remplissent l'objectif RSO3 et ne remplissent pas l'objectif RSO2; ? GAC4 : les conséquences radiologiques du scénario hypothétique ne remplissent pas l'objectif RSO3. ? Si l'exploitant peut démontrer que les conséquences radiologiques d'un scénario hypothétique remplissent l'objectif du RSO3 lorsqu'il utilise une méthode de calcul moins conservative, il peut proposer à l'Agence de catégoriser l'installation nucléaire en GAC3 plutôt qu'en GAC4 pour les risques externes associés au scénario hypothétique.

Art. 13.Risques externes à considérer En fonction de la « graded approach category » retenue, un risque externe doit faire l'objet d'analyses différentes :

Risque externe à considérer ?

Extern risico te beschouwen?

Graded approach category

HL1

HL1 *

HL2

Graded approach categorie

HL1

HL1*

HL2

GAC1

Oui (limité)

-

GAC1

Ja (beperkt)

-

-

GAC2

Oui

-

GAC2

Ja

-

-

GAC3

Oui

Oui

-

GAC3

Ja

Ja

-

GAC4

Oui

Oui

Oui

GAC4

Ja

Ja

Ja

où : ? HL1 désigne un risque externe dont l'intensité est déterminée sur base de la fréquence de dépassement, de la manière suivante: ? Une installation catégorisée en GAC1 peut être conçue sur base de normes et standards conventionnels pour les risques externes. Ces normes et standards détermine de facto l'intensité du risque et la fréquence de dépassement associée. Généralement, la fréquence de dépassement de ce risque est de quelques pourcents sur la durée de vie de l'installation nucléaire. ? Pour une installation catégorisée en GAC3 ou GAC4, la fréquence de dépassement associée aux risques externes d'origine humaine involontaire est de l'ordre de grandeur de 10-6/an; ? Dans tous les autres cas (c'est-à-dire pour les risques d'origine naturelle associés à GAC2, GAC3 et GAC4 et pour les risques d'origine humaine involontaire associés à GAC2), la fréquence de dépassement est inférieure à 10-4/an. ? HL1* désigne un risque externe associé à une intensité maximale telle que les conséquences radiologiques déterminées de manière moins conservative remplissent l'objectif RSO2. La détermination de HL1* n'est pas nécessaire s'il est démontré que les conséquences radiologiques pour HL2 respectent l'objectif RSO2. ? HL2 désigne un risque externe extrême qui est très improbable et dont la fréquence de dépassement est inférieure, d'au moins un ordre de grandeur, à la fréquence de dépassement de HL1.

Si la fréquence de dépassement pour un risque externe ne peut pas être déterminée ou ne peut pas l'être avec un degré de confiance suffisant, un événement permettant d'atteindre un niveau de protection équivalent doit être considéré dans la conception.

Si la caractérisation d'un risque externe sur la base d'une « fréquence de dépassement » n'est pas habituelle ou impossible, une méthode alternative est utilisée pour atteindre un niveau de protection équivalent.

Art. 14.Relation entre les risques externes à considérer et les objectifs radiologiques L'état de l'installation nucléaire en conséquence d'un risque externe HL1 est déterminé de manière conservative et catégorisé comme un accident de base de conception (C3a). Une étude de sûreté démontre ensuite que l'objectif RSO2 est atteint.

L'état de l'installation nucléaire en conséquence d'un risque externe extrême HL2 peut être déterminé de manière moins conservative. En principe, cet état correspond à des conditions DEC-A (C3b) et une étude de sûreté démontre que l'objectif RSO2 est atteint. Toutefois, si ceci mène à devoir adopter des mesures disproportionnées ou contreproductives par rapport à la conception, l'exploitant peut proposer à l'Agence de catégoriser l'état de l'installation en DEC-B (C4) pour laquelle on démontre que l'objectif RSO3 est atteint.

Bruxelles, le 27 mai 2021.

Fr. HARDEMAN Directeur général