Arrêté royal portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires

30 NOVEMBRE 2011. - Arrêté royal portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires RAPPORT AU ROI Sire, La Belgique dispose sur son territoire, de réacteurs nucléaires destinés à la production d'électricité. Comme ces réacteurs sont initialement tous basés sur une technologie américaine (type réacteur à eau sous pression), des règles et normes de sûreté d'origine étrangères (principalement américaines) ont été adoptées aussi bien pour la conception de ces installations que pour leur exploitation. Le développement de telles règles requiert toujours un investissement important en moyens humains, qu'il était, au moment du démarrage du programme électronucléaire, difficile de mobiliser pour un pays comme la Belgique. La réglementation actuelle en vigueur, à savoir 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 , a été délivré en application de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de contrôle nucléaire. Comme le titre de cet arrêté le met en évidence, celui-ci traite essentiellement de prescriptions relatives à la radioprotection des personnes se trouvant dans un environnement où existe un risque de rayonnements accru. Ceci était déjà le cas de l'arrêté royal du 28 février 1963, portant exactement le même tire, et sur base duquel toutes les installations nucléaires furent construites, autorisées et exploitées, jusqu'à ce que cet arrêté fut remplacé, en septembre 2001, par l'arrêté actuellement en vigueur. Néanmoins, il ne doit pas en être déduit qu'il n'y a pas de règles contraignantes en place dans le contexte belge pour assurer un haut niveau de sûreté : ces règles sont énoncées pour chaque installation en particulier dans ce qui est dénommé le rapport de sûreté. Les demandes d'autorisation des établissements nucléaires de la catégorie de risque la plus élevée, dont font partie les centrales nucléaires, doivent, suivant le Règlement général, être accompagnées d'un rapport de sûreté, dont le contenu est réglementairement fixé. L'autorisation de création et d'exploitation, qui, pour ces établissements, prend la forme d'un arrêté royal, impose la conformité des installations et des pratiques aux descriptions du rapport de sûreté. Le rapport de sûreté fait partie intégrante des documents qui constituent l'autorisation de création et d'exploitation de l'établissement. Ce rapport doit être maintenu constamment à jour par l'exploitant. De plus, l'autorisation de création et d'exploitation de l'établissement soumet les installations à une révision décennale, dans le but d'évaluer en profondeur la sûreté des installations en regard des standards européens et internationaux en vigueur. Le Conseil Scientifique des Rayonnements Ionisants, établi suivant l'article 37 de la loi relative à l'Agence a comme tâche d'évaluer les demandes d'autorisation de création et d'exploitation des installations nucléaires. Les demandes de modification ou d'extension des établissements autorisés sont également analysées par le Conseil. Le Conseil base son évaluation sur les normes internationales en vigueur en sûreté nucléaire. Le Conseil Scientifique est le successeur de la Commission Spéciale, mise en place par le règlement de 1963, et est donc le gardien des décisions de son prédécesseur. Il faut rappeler que le 15 décembre 1975, la Commission Spéciale a approuvé un document important, concernant les règles de sûreté applicables pour les centrales futures. Le passage suivant en est extrait : "Sans préjudice des dispositions prévues par le Règlement général pour la Protection des Travailleurs et des Populations contre le Danger des Radiations ionisantes, les règles publiées ou adoptées par l'United States Atomic Energy Commission (USAEC) et la Nuclear Regulatory Commission (NRC) et relatives à la protection des personnes contre le danger des radiations, sont appliquées.... Le Rapport de Sûreté identifie, motive et justifie en ce qui concerne la sûreté, les dérogations demandées vis-à-vis des dispositions obligatoires des règles américaines; il identifie les différences vis-à-vis des dispositions non impératives de ces règles et en explicite les incidences en ce qui concerne la sûreté. Toutefois, des dispositions additionnelles ou s'écartant des règles américaines peuvent être admises ou imposées par l'Autorité belge..." De ce qui précède, il apparaît que la réglementation belge a délégué la détermination des règles de sûreté à appliquer en pratique, d'abord à la Commission Spéciale, puis ensuite au Conseil Scientifique, plutôt que de spécifier elle-même ces règles. En outre, c'est via l'élaboration d'un rapport de sûreté, la mise à jour constante de celui-ci par l'exploitant et par le système des révisions décennales qu'un processus pratique a été mis en place pour définir les règles de sûreté, évoluant en permanence, auxquelles l'installation doit satisfaire et l'état de l'installation doit se conformer. La faiblesse de l'approche belge réside dans le fait que les règles en matière de sûreté nucléaire ne sont pas établies de manière transparente ni dans des textes réglementaires opposables à des tiers. Finalement, dans le contexte actuel, il est opportun de pouvoir disposer d'une réglementation qui promeut une politique de sûreté d'un très haut niveau et une amélioration continue de celle-ci. 2. L'initiative WENRA Bien que ces spécificités belges qui sont exposées à chaque réunion d'examen de la Convention sur la Sûreté Nucléaire n'aient jamais donné lieu à des remarques critiques, il existe une tendance internationale de promouvoir des réglementations plus explicites, accessibles au public et de nature générale.La Belgique fut encouragée, comme d'autres pays, lors de la réunion des parties contractantes à la Convention en 2008, à développer sa propre réglementation sur base des initiatives de WENRA (Western European Nuclear Regulators Association). Le rapport de sûreté, spécifique à chaque unité nucléaire, a été considéré comme insuffisant, compte tenu du caractère non public, partiellement opposable et insuffisamment générique de celui-ci. Le groupement indépendant WENRA est composé des autorités de sûreté de tous les états membres de l'union européenne possédant des réacteurs en exploitation ainsi que de la Suisse. Ce groupement trouve son origine dans les programmes d'assistance aux pays de l'Europe de l'Est dans la période précédant leur accession à l'Union européenne, dans le but d'améliorer la sûreté de leurs installations nucléaires. Depuis 1999, un groupe de travail est actif dans le giron de WENRA pour les réacteurs de puissance, après avoir constaté le besoin d'une certaine harmonisation des approches en matière de sûreté nucléaire dans les divers états membres européens. Le résultat des travaux de ce groupe ont amené à la sélection d'environ trois cent niveaux de référence en sûreté des réacteurs nucléaires existants. Une version préliminaire de ces niveaux fut éditée en 2006, la version finale en 2008. L'origine de ces niveaux de référence se trouve dans les nombreux guides et normes de sûreté que l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA) a édités en la matière. Ces niveaux de référence concernent uniquement les réacteurs de production d'électricité existants, c'est-à-dire de 2e génération. Les nouveaux réacteurs de 3e génération tels que « l'European Pressurized Reactor » (EPR) en étant exclus. Parallèlement à la sélection des niveaux de référence, des exercices nationaux de benchmarking furent effectués. Pour chaque pays, il fut examiné comment les niveaux de référence étaient implémentés dans la réglementation nationale et comment ils étaient effectivement mis en oeuvre en pratique par l'exploitant. Le résultat de cette évaluation fut assez particulier concernant la situation belge : l'exercice montra que la grande majorité des niveaux de référence étaient mis en oeuvre sur le terrain tandis que du point de vue réglementation, la situation était inversée. En effet, les Rapports de sûreté des installations n'ont pas été considérés comme implémentation réglementaire valable, selon les critères de transparence WENRA, des niveaux de référence. Fin 2004, les responsables des autorités de sûreté membres du groupement WENRA se sont engagés à prendre les initiatives nécessaires afin d'harmoniser leurs approche réglementaires en sûreté sur la base des niveaux de référence de WENRA, avec comme date butoir fin 2010. Pour la mise en oeuvre de cet engagement, deux initiatives de grande ampleur furent entreprises au niveau belge : - Un plan d'action pratique a été mis sur pied par l'exploitant des centrales nucléaires, dans le but d'assurer le respect l'ensemble des niveaux de référence. Bien que de nombreuses actions d'ampleur soient déjà réalisées à ce jour, certaines actions d'implémentation portant sur le long terme ne seront totalement mises en oeuvre qu'à l'horizon 2015. - Un plan d'action réglementaire fut démarré mi 2007, piloté par l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. Le présent arrêté est le résultat concret de ce plan d'action réglementaire. Dans le futur, dans le but de pouvoir étendre l'applicabilité de certaines prescriptions de sûreté à d'autres installations, cet arrêté a été structuré en deux parties. Une première partie générique (comprenant les articles 3 à 17), applicable à plusieurs types d'installations nucléaires, est suivie par une seconde partie (comprenant les articles 18 à 32) spécifiquement applicable à un type d'installation, actuellement les réacteurs de puissance. D'autres parties spécifiques déclinant des prescriptions de sûreté applicables à d'autres types d'installations, viendront compléter cet arrêté dans le futur. Dans ce but, le chapitre 4 est déjà réservé aux prescriptions de sûreté spécifiques qui seront applicables aux établissements de stockage définitif de déchets radioactifs (voir l'article 2 de l'arrêté). De même, la partie comprenant les prescriptions génériques pourra être étendue dans le futur à d'autres thèmes de sûreté actuellement non couverts pour suivre les évolutions pertinentes en la matière. 3. Transposition partielle de la Directive Européenne 2009/71/Euratom La Directive 2009/71/Euratom du 25 juin 2009 établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires impose aux états membres de disposer d'un cadre législatif et réglementaire pour la surveillance de la sûreté des installations du cycle du combustible nucléaire dont font partie les réacteurs nucléaires de production d'électricité.La date limite pour la transposition de cette directive en droit belge est fixée au 22 juillet 2011. Les articles 6 et 7 de cette directive formulent des exigences particulières que les exploitants de ces installations se doivent de respecter. Ce fut l'occasion de transposer ces dispositions spécifiques de la directive en droit national : elles figurent parmi les prescriptions de sûreté énoncées dans la partie générique (chapitre 2). Les autres articles de la Directive 2009/71/Euratom sont déjà transposés en grande partie soit par 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 l'Agence fédérale soit par le Règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre les dangers des rayonnements ionisants. 4. Champ d'application de l'arrêté. Comme précisé plus haut, les niveaux de référence WENRA ont été originellement développés pour les réacteurs de puissance. L'ensemble des prescriptions de l'arrêté s'applique donc pour les réacteurs. La partie générique (le chapitre 2) des prescriptions de sûreté s'applique également aux établissements de stockage définitif de déchets radioactifs, tel le futur dépôt en surface de déchets de catégorie A qui sera situé à Dessel (décision du conseil des Ministres du 23 juin 2006). De plus, afin de rencontrer les exigences des articles 6 et 7 de la Directive 2009/71/Euratom dont le champ d'application est plus large que les réacteurs de puissance, il a été nécessaire d'étendre le champ d'application de certains articles à l'ensemble des établissements de la classe I tels que décrits dans le Règlement général. 5. Avis du Conseil d'état. Le Conseil d'état a rendu son avis, le 11 octobre 2011 sur le projet d'arrêté. Cet avis n° 50.241/3 se trouve en annexe du présent rapport. 6. Une réglementation par objectifs Si en pratique une réglementation ne peut spécifier uniquement des objectifs ou à l'inverse être totalement prescriptive, l'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. Comme le fait remarquer le Conseil d'Etat (point n° 5 de son avis), ce type de réglementation est compatible avec les prescriptions de la Directive 2009/71/Euratom, elle-même inspirée par des dispositions internationales exprimées en termes d'objectifs. En complément de l'avis du Conseil d'Etat, il faut souligner que la recherche des infractions aux dispositions de cet arrêté (article 33) rentre dans la cadre de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer, celle-ci proposant un large éventail de sanctions (et donc pas uniquement pénales), permettant une approche graduée en termes de sanctions. Ce système de sanctions s'allie adéquatement à une réglementation par objectifs. 7. Les dispositions de l'arrêté Comme le souligne l'avis du Conseil d'Etat, l'arrêté trouve sa base légale dans les articles 3 et 28 de 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. Cette réglementation imposant des obligations réglementaires envers l'exploitant, le contrôle du respect de ces dispositions rentre dans le cadre des missions du service de contrôle physique (article 23 du Règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants). A un second niveau, le contrôle du service de contrôle physique rentre dans les attributions de l'Agence qui a délégué cette tâche à sa filiale Bel V. Il est important de préciser que ces prescriptions ne concernent que la sûreté nucléaire qui adresse spécifiquement le risque lié aux dangers des rayonnements ionisants. La sûreté classique ou les activités, tâches, équipements ou installations, membres du personnel non concernés directement ou indirectement, par la sûreté nucléaire ne sont pas visés par les prescriptions énoncées. Il est également à souligner que cette réglementation spécifique à la sûreté nucléaire s'exerce sans préjudice des autres réglementations liées à la sûreté industrielle classique, mais complète celles-ci. Les prescriptions de sûreté, aussi bien pour la partie spécifique que générique (voir le point n° 2 ci-dessus), sont réparties suivant cinq sections. Cette structure a montré qu'elle était assez universelle et adaptée à une approche générale de la sûreté pour différentes activités et installations nucléaires. Elle se prête bien à des extensions futures selon le besoin, l'évolution des normes et les réalités de terrain. Les différentes sections contiennent les articles suivants : Section 1re : Gestion de la sûreté Art. 3 : Politique de sûreté. Cet article demande à l'exploitant de déclarer par écrit l'importance première qu'il accorde à la sûreté dans ses activités. Cette déclaration est publique. Il doit également formuler un engagement à développer la sûreté ainsi qu'évaluer sa performance et les progrès qu'il réalise dans le cadre d'un processus d'amélioration continue. Art. 4 : Organisation de l'exploitation. Cet article demande à l'exploitant de mettre en place une structure organisationnelle appropriée pour la réalisation sûre de ses activités. Les exigences en matière de dotation en personnel, de formation, de gestion des sous traitants sont spécifiées et documentées. Les décisions en matière de sûreté doivent être précédées d'un examen suffisamment approfondi. Art. 5 et art. 18 : Système de gestion. Ces articles demandent à l'exploitant de disposer d'un système de gestion intégré et rigoureux, afin de s'assurer que la préoccupation de sûreté est présente à tous les niveaux et dans l'exécution et la préparation de toutes les tâches et processus. L'exploitant doit mettre à disposition tous les moyens nécessaires à l'exploitation sûre de ses installations. Il évalue régulièrement sa performance en matière de sûreté et met en place un processus d'amélioration continue. Art. 6 et art. 19 : Formation et habilitation du personnel. Les besoins en formation doivent être recensés, définis et documentés d'une manière systématique pour toutes les fonctions ayant un rapport avec la sûreté. Des plans doivent être élaborés qui tiennent compte de la nécessité de formation continue et de la rotation du personnel. Certaines fonctions critiques telles que celle d'opérateur de la salle de commande d'une centrale nécessitent une habilitation formelle ainsi qu'un examen médical. En réponse à la remarque du Conseil d'Etat (point n° 6), il est précisé que les termes « qualification » et « autorisation » utilisés dans cet article ont une signification particulière au contexte de cet article, ceux-ci pouvant avoir une autre signification dans d'autres article du texte (par exemple qualification des équipements classés). Section 2 : Conception Art. 7 et art. 20 : Base de conception. Ces articles sont également applicables aux modifications importantes à l'installation. Ils énoncent les objectifs de sûreté et précisent les grands principes de conception, tels que défense en profondeur, critère de simple défaillance ou encore principe « fail safe ». Pour les réacteurs, les principaux systèmes, structures et composants importants pour la sûreté tels que les fonctions de mise à l'arrêt, l'instrumentation et contrôle, le système de protection, l'enceinte de confinement, la salle de commande,... sont traités explicitement. Des évènements d'origine interne et externe à analyser à la conception sont également listés. Art. 21 : Extension de la conception des réacteurs. Cet article demande d'examiner la performance des centrales à faire face à des accidents « hors conception », c'est-à-dire aux accidents graves qui n'ont pas été pris en compte lors de la conception initiale, et d'identifier ceux pour lesquels il est possible de prendre des mesures de prévention et d'atténuation. Art. 8 et art. 22 : Classement des structures, systèmes et composants. Ces articles demandent que les structures, systèmes et composants soient classés en fonction de leur importance pour la sûreté. Cette classification induit notamment des procédures de qualification de ces structures, systèmes et composants. Une attention particulière doit être accordée à leur conception, fabrication et entretien, afin de s'assurer qu'ils pourront effectivement remplir leur rôle au moment et dans les circonstances où l'on en aura besoin. Section 3 : Exploitation Art. 9 et art. 23 : Limites et conditions d'exploitation. Ces articles demandent que l''installation nucléaire respecte un jeu de limites et conditions d'exploitation qui garantisse qu'elle est exploitée conformément aux hypothèses de la conception et au rapport de sûreté. Ces limites et conditions d'exploitation comprennent non seulement des paramètres techniques importants sur la sûreté, mais également des exigences en dotation en personnel et en disponibilité des équipements, ainsi que les actions à entreprendre en cas de défaillance de ces équipements et les délais impartis. Les limites et conditions d'exploitation incluent également des limites de rejet d'effluents radioactifs dans l'environnement. Art. 10 et art. 24 : Gestion du vieillissement. Ces articles demandent à l'exploitant de mettre en oeuvre un programme de gestion du vieillissement, afin de maintenir la disponibilité des fonctions de sûreté et la fiabilité des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté tout au long de leur durée de vie. Une attention particulière est apportée, pour les réacteurs, aux grands composants tels que la cuve contenant le coeur. Comme proposé par le Conseil d'Etat, la définition de « Programme de gestion du vieillissement » a été reportée dans l'article 1er. Art. 11 : Système d'analyse des évènements et retour d'expérience d'exploitation. Cet article demande à l'exploitant de gérer d'une manière systématique le retour d'expérience de l'exploitation de ses propres installations et d'autres installations similaires (y compris étrangères) afin d'en tirer des leçons pertinentes et de mettre en oeuvre les actions appropriées. Art. 12 et art. 26 : Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels. Ces articles demandent à l'exploitant de mettre en oeuvre ces programmes de maintenance, inspection en service, tests et essais fonctionnels appropriés afin d'assurer que les niveaux de fiabilité et de disponibilité des structures, systèmes et composants, restent en conformité avec les objectifs de la conception pendant toute la durée de vie de l'installation. Des tests particuliers sont spécifiés pour la chaudière nucléaire ainsi que pour l'enceinte de confinement. Art. 27 : Procédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves. Comme l'intitulé l'indique, l'exploitant d'une centrale nucléaire doit disposer de procédures de conduite accidentelle pour faire face aux situations accidentelles de conception ainsi que des guides de gestion d'accidents graves applicables pour les accidents hors conception. Ces procédures et guides doivent être validés autant que possible sur simulateur. Ils impliquent également la disponibilité des moyens prévus dans ces procédures et guides. Section 4 : Vérification de la sûreté Art. 13 et art. 28 : Contenu et mise à jour du rapport de sûreté. Ces articles demandent que chaque installation soit conçue et opérée conformément à un rapport de sûreté. Le rapport de sûreté, dont le contenu minimal est décrit dans cette section, est tenu à jour pendant toute la durée de vie de l'installation. Cette exigence est déjà explicitement formulée dans les arrêtés d'autorisation des établissements nucléaires de classe I. Elle fera désormais partie des exigences réglementaires. Art. 29 : Etudes probabilistes de sûreté. Cet article impose une étude probabiliste de sûreté pour chaque centrale. Ces études probabilistes de sûreté évaluent la probabilité de fusion du coeur (étude de niveau 1) et de relâchements radioactifs dans l'environnement (niveau 2). Elles sont également utilisées pour évaluer l'importance de divers structures, systèmes et composants, dans le cadre des modifications,, etc. Art. 14 et 30 : Révisions périodiques de sûreté. Actuellement, tous les établissements de classe I en Belgique sont soumis à des révisions décennales. Cet article établit le cadre général de ces révisions décennales, et en particulier sur le plan de leur méthodologie et de ce qui en est attendu aussi bien pour les modifications matérielles à mettre en oeuvre dans un but d'amélioration de la sûreté que du jugement global sur la poursuite de l'exploitation sûre de celle-ci. Pour les centrales électronucléaires, la révision périodique de sûreté a lieu tous les dix ans. Art. 15 : Gestion des modifications. Cet article demande à l'exploitant de disposer d'une méthodologie rigoureuse de gestion des modifications. Les modifications visées sont aussi bien les modifications temporaires que permanentes et les modifications à l'installation que les modifications organisationnelles. L'exploitant met en oeuvre une approche graduée de la gestion des modifications qu'il organise sous son entière responsabilité. Section 5 : Préparation à l'urgence Art. 16 et 31 : Plan interne d'urgence. Ces articles demandent à l'exploitant de mettre en oeuvre un plan interne d'urgence pour la gestion des situations d'urgence. Il doit prévoir les moyens appropriés, en personnel, en matériel et en infrastructure sur site ainsi que prévoir des interfaces appropriées avec des intervenants externes nécessaires. Les personnes concernées doivent recevoir une formation ou information appropriée. Le plan interne d'urgence doit faire l'objet d'exercices réguliers. Art. 17 et 32 : Protection contre les incendies d'origine interne. Ces articles demandent à l'exploitant de mettre en oeuvre une stratégie de lutte contre les risques d'incendies, aussi bien au niveau de la prévention que de la lutte contre les incendie elle-même, y compris si nécessaire avec l'aide d'intervenants externes. Cette stratégie repose sur une analyse déterministe de risque incendie complétée par une analyse probabiliste de risque incendie. 8. Entrée en vigueur Comme mentionné plus haut, malgré le fait que la majorité des niveaux de référence étaient déjà implémentés en pratique fin 2006, un plan d'actions de grande ampleur a été mis sur pied par l'exploitant des centrales nucléaires afin de rencontrer l'ensemble des niveaux de références.Pour des raisons pratiques, il ne sera cependant pas possible de finaliser certaines actions avant 2015. Les obligations relatives à ces actions encore à réaliser ne rentreront en vigueur que le 1er janvier 2016, comme énoncé à l'article 36. J'ai l'honneur d'être, Sire, de Votre Majesté, le très respectueux et très fidèle serviteur, La Ministre de l'Intérieur Mme A. TURTELBOOM Avis 50.241/3 du 11 octobre 2011 de la section de législationdu Conseil d'Etat 1. En application de l'article 84, § 3, alinéa 1er, des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973, la section de législation a fait porter son examen essentiellement sur la compétence de l'auteur de l'acte, le fondement juridique et l'accomplissement des formalités prescrites. OBSERVATION PRELIMINAIRE 2. Compte tenu du moment où le présent avis est donné, le Conseil d'Etat attire l'attention sur le fait qu'en raison de la démission du gouvernement, la compétence de celui-ci se trouve limitée à l'expédition des affaires courantes.Le présent avis est toutefois donné sans qu'il soit examiné si le projet relève bien des compétences ainsi limitées, la section de législation n'ayant pas connaissance de l'ensemble des éléments de fait que le gouvernement peut prendre en considération lorsqu'il doit apprécier la nécessité d'arrêter ou de modifier des dispositions réglementaires. PORTEE ET FONDEMENT JURIDIQUE DU PROJET 3. Le projet d'arrêté royal soumis pour avis a pour objet d'établir des prescriptions de sûreté pour les installations nucléaires et de donner ainsi exécution aux articles 6 et 7 de la Directive 2009/71/Euratom du Conseil du 25 juin 2009 'établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires'. A cet effet, le projet comporte des prescriptions de sécurité génériques (chapitre 2) et des prescriptions de sécurité spécifiques aux réacteurs de puissance (chapitre 3)1. 4. Le fondement juridique de l'arrêté en projet se trouve aux articles 3 et 28 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer 'relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relatives à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire'. Le premier alinéa du préambule fait également référence à l'article 16 de la loi précitée. Cette disposition législative concerne cependant les autorisations de création et d'exploitation, ainsi que les conditions auxquelles le Roi peut soumettre une autorisation individuelle. Cette disposition ne procure pas de fondement juridique à un texte de nature réglementaire. OBSERVATIONS GENERALES 5. Comme il a été relevé ci-dessus, le projet vise à donner exécution aux articles 6 et 7 de la Directive 2009/71/Euratom.Ces articles énoncent un certain nombre d'objectifs en matière de prescriptions de sûreté que les Etats membres doivent imposer aux titulaires d'une autorisation d'exploitation d'une centrale nucléaire. La formulation de ces objectifs est telle qu'elle laisse une grande liberté aux Etats membres pour apprécier les moyens à mettre en oeuvre pour les atteindre. Le projet comporte également peu, voire pas de prescriptions concrètes à l'égard des exploitants de centrales nucléaires. Il énumère plutôt une série d'objectifs vers lesquels les exploitants doivent tendre, le choix des moyens à mettre en oeuvre pour atteindre ces objectifs étant manifestement laissé à l'appréciation de l'exploitant lui-même2. Bien qu'un pareil procédé de réglementation, qui responsabilise les exploitants, semble, en soi, conciliable avec la Directive 2009/71/Euratom3, la question se pose de savoir si certaines prescriptions ne sont pas formulées d'une manière trop vague pour encore être en accord avec le principe de sécurité juridique. Cette question est d'autant plus pertinente que les infractions aux dispositions de l'arrêté envisagé font l'objet de sanctions pénales4. Les auteurs du projet devraient examiner s'il n'est pas possible d'énoncer certaines prescriptions d'une manière plus précise et plus normative. 6. Bien que l'article 1er du projet définisse les notions utilisées dans la suite du texte, plusieurs autres articles du projet renferment également des définitions.Ainsi, l'article 6 du projet définit les notions de « qualification » et d'« autorisation ou habilitation » et l'article 10 définit notamment la notion de « programme de gestion du vieillissement ». Ces notions n'étant pas utilisées dans le seul article concerné5, il serait préférable que ces définitions figurent également dans l'article 1er du projet. OBSERVATIONS PARTICULIERES Préambule 7. Pour se conformer à l'observation relative au fondement juridique de l'arrêté en projet (observation 4), la référence à l'article 16 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer, figurant dans le premier alinéa du préambule, sera omise et remplacée par une référence à l'article 28 de cette loi. 8. L'avis du Conseil d'Etat ayant été demandé en application de l'article 84, § 1er, alinéa 1er, 1°, des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973, le septième alinéa du préambule sera remplacé un alinéa rédigé comme suit : « Vu l'avis 50.241/3 du Conseil d'Etat, donné le 11 octobre 2011, en application de l'article 84, § 1er, alinéa 1er, 1°, des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973; ». Article 2 9. Dans un souci de précision, l'alinéa 2 de l'article 2, sera complété comme suit : « que les réacteurs nucléaires de production d'électricité ». Cette observation peut être répétée en ce qui concerne le quatrième alinéa de l'article 2, étant entendu que, comme le fait le texte français, le texte néerlandais doit également préciser que les « autres établissements » doivent être autorisés le 1er janvier 2011. _______ Notes 1 Le projet comporte également un chapitre 4 intitulé « Prescriptions de sûreté spécifiques aux établissements de stockage définitif de déchets radioactifs », mais ce chapitre ne contient pas encore de dispositions. 2 Voir le point 5 du rapport au Roi, ayant pour intitulé « Une réglementation par objectifs ». 3 Voir par exemple, l'article 6, paragraphes 2 à 5, de la Directive 2009/71/Euratom. 4 Voir l'article 33 du projet. 5 Voir par exemple l'article 24, qui fait état de la notion de « programme de gestion du vieillissement ». 30 NOVEMBRE 2011 - Arrêté Royal portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires ALBERT II, 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, modifiée par les arrêtés royaux du 7 août 1995 et du 22 février 2001, ainsi que par les lois des 12 décembre 1997, 15 janvier 1999, 3 mai 1999, 10 février 2000, 19 juillet 2001, 31 janvier 2003, 2 avril 2003, 22 décembre 2003, 20 juillet 2005, 15 mai 2007 et 22 décembre 2008, articles 3 et 28; Vu 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; Vu la Directive 2009/71/EURATOM du Conseil des Communautés européennes du 25 juin 2009 établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires; Vu l'avis du Conseil supérieur de la Santé, donné le 2 février 2011; Vu l'avis du Conseil supérieur pour la Prévention et la Protection au travail, donné le 10 février 2011; Vu l'avis de l'Inspection des Finances, donné le 13 juillet 2011; Vu l'avis 50.241/3 du Conseil d'Etat rendu le 11 octobre 2011, en application de l'article 84, § 1, premier alinéa, 1° des lois sur le Conseil d'Etat, coordonnées le 12 janvier 1973; Sur la proposition de Notre Ministre de l'Intérieur et de l'avis de Nos Ministres qui en ont délibéré en Conseil, Nous avons arrêté et arrêtons : CHAPITRE Ier. - Dispositions générales Article 1er.Définitions Pour l'application du présent arrêté, les définitions données à l'article 2 de 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 s'appliquent. Pour l'application du présent arrêté, en complément de ces définitions, on entend par : 1° Règlement général : le Règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants, fixé par l'arrêté royal du 20 juillet 2001;2° Bel V : la fondation créée par acte notarié du 7 septembre 2007, publié dans les annexes du Moniteur belge du 9 octobre 2007, ou son successeur, devant être considérée comme une entité juridique visée à l'article 28 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire;3° Sûreté nucléaire/sûreté : la réalisation de conditions d'exploitation adéquates, la prévention des accidents et l'atténuation des conséquences des accidents, contribuant à protéger la population, les travailleurs et l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants émis par les installations nucléaires;4° Autorité de sûreté : l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire et Bel V en ce qui concerne les tâches qui lui sont déléguées en application de l'article 28 de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom. 15/04/1994 pub. 14/10/2011 numac 2011000621 source service public federal interieur Loi relative à la protection de la population et de l'environnement contre les dangers résultant des rayonnements ionisants et relative à l'Agence fédérale de Contrôle nucléaire. - Coordination officieuse en langue allemande fermer;5° Personnel d'encadrement : personne ou groupe de personnes au sein d'une organisation qui dirige, contrôle et évalue cette organisation;6° Approche graduée : processus ou méthode selon lequel la rigueur des mesures de contrôle et des conditions à appliquer correspond, dans la mesure du possible aux risques;7° Système de gestion : ensemble d'éléments interdépendants ou interactifs qui sert à établir les politiques et les objectifs et permet d'atteindre ces objectifs de façon efficiente et efficace;8° Constituant important pour la sûreté nucléaire : constituant faisant partie d'un système de sûreté et/ou dont le mauvais fonctionnement ou la défaillance pourrait entraîner une exposition inacceptable du personnel du site ou de personnes du public;9° Structures, systèmes et composants : Expression générale englobant tous les éléments, à l'exception des facteurs humains, d'une installation ou activité qui contribuent à la protection et à la sûreté nucléaire;10° Maintenance : activité organisée, d'ordre aussi bien administratif que technique, qui consiste à maintenir les structures, systèmes et composants en bon état de marche et qui comporte des aspects à la fois préventifs et correctifs (réparation);11° Limites et conditions d'exploitation : ensemble des règles fixant les limites des paramètres, les possibilités fonctionnelles et les niveaux de performance des équipements et du personnel, et qui sont approuvées par l'autorité de sûreté pour le fonctionnement sûr d'une installation autorisée;12° Mise en service : ensemble des opérations qui consistent à faire fonctionner les systèmes et composants fabriqués pour des installations et activités et à vérifier qu'ils sont conformes à la conception et satisfont aux critères de performance prescrits;13° Base de conception : Principes, éventail des conditions et des événements pris explicitement en considération dans la conception d'une installation, conformément aux critères fixés, de façon que l'installation puisse y résister sans dépassement des limites autorisées quand les systèmes de sûreté fonctionnent comme prévu;14° Défaillance unique : défaillance qui rend un système ou un composant impropre à remplir sa (ses) fonction(s) de sûreté prévue(s) et toute autre défaillance qui peut en résulter;15° Evénement initiateur postulé : Evénement dont on détermine au stade de la conception qu'il peut entraîner des incidents de fonctionnement prévus ou des conditions accidentelles;16° Incident de fonctionnement prévu : écart de fonctionnement par rapport au fonctionnement normal que l'on s'attend à voir survenir au moins une fois pendant la durée de vie utile de l'installation mais qui, grâce aux dispositions appropriées prises lors de la conception, ne cause pas de dommage significatif à des constituants importants pour la sûreté nucléaire ou ne dégénère pas en conditions accidentelles;17° Composant passif : composant dont le fonctionnement ne dépend pas d'un apport d'énergie extérieur (actionnement, mouvement mécanique ou alimentation électrique par exemple).Tout composant qui n'est pas un composant passif est un composant actif; 18° Défense en profondeur : mise en place hiérarchisée de différents niveaux d''équipements et de procédures variés pour prévenir la multiplication des incidents de fonctionnement prévus et maintenir l'efficacité des barrières physiques placées entre une source de rayonnements ou des matières radioactives et les travailleurs, les personnes du public ou l'environnement, dans différentes conditions de fonctionnement et, pour certaines barrières, en conditions accidentelles;19° Etude probabiliste de sûreté : approche détaillée, structurée, utilisée pour élaborer les scénarios de défaillance, constituant un outil conceptuel et mathématique servant à établir des estimations chiffrées du risque. Il existe trois niveaux d'étude probabiliste de sûreté. Le niveau 1 comprend l'évaluation des défaillances de la centrale, qui permet de déterminer la fréquence d'endommagement du coeur. Le niveau 2 comprend l'évaluation de la réaction du confinement, qui permet, avec les résultats du niveau 1, de déterminer les fréquences des défaillances du confinement et de rejets dans l'environnement d'un pourcentage donné de la quantité de radionucléides contenue dans le coeur du réacteur. Le niveau 3 comprend l'évaluation des conséquences hors site, qui permet, avec les résultats du niveau 2, d'estimer les risques pour les personnes du public; 20° Révision périodique de sûreté : réévaluation systématique de la sûreté nucléaire d'une installation (ou d'une activité) existante qui est effectuée à intervalles réguliers pour lutter contre les effets cumulatifs du vieillissement, des modifications, de l'expérience d'exploitation, de l'évolution technique et des aspects du choix du site, et qui vise à assurer un niveau élevé de sûreté nucléaire tout au long de la durée de vie utile de l'installation (ou de l'activité);21° Programme de gestion du vieillissement : approche intégrée permettant d'identifier, d'analyser, de suivre et de documenter le vieillissement des structures, systèmes et composants, et permettant de prendre les actions préventives et correctrices nécessaires. Art. 2 . Champ d'application Les chapitres 2 et 3 du présent arrêté s'appliquent aux réacteurs nucléaires de production d'électricité. Le chapitre 2 du présent arrêté s'applique aux autres établissements que les réacteurs nucléaires de production d'électricité, définis à l'article 3.1 a) du Règlement général, autorisés après le 1er janvier 2011. Le chapitre 4 du présent arrêté s'applique aux établissements de stockage définitif de déchets radioactifs. Les articles 3, 4.2, 4.3 premier alinéa, 4.3 deuxième alinéa, 4.3 troisième alinéa, 5.1, 5.2, 5.3, 5.4, 6, 7.1, 7.2, 8.1, 9.1, 12.1, 13, 14, 16.1 à 16.3, s'appliquent aux autres établissements que les réacteurs nucléaires de production d'électricité, définis à l'article 3.1 a) du Règlement général qui étaient autorisés le 1er janvier 2011. CHAPITRE 2. - Prescriptions de sûreté génériques Section I re. - Gestion de la sûreté nucléaire Art. 3 . Politique de Sûreté Une politique en matière de sûreté nucléaire doit être formulée par l'exploitant et consignée par écrit. La déclaration de politique de sûreté doit être présentée à l'autorité de sûreté, et mise à disposition de la population. Cette politique doit accorder une importance première à la sûreté nucléaire dans les activités de l'établissement. La politique de sûreté inclut un engagement à améliorer la sûreté nucléaire de manière continue. La politique de sûreté demande d'établir des objectifs et cibles clairement formulés, par rapport auxquels il sera possible de suivre les progrès. La politique de sûreté demande des dispositions de mise en oeuvre et des dispositions de surveillance du niveau de la sûreté nucléaire. Les éléments de la politique de sûreté ainsi que les exigences et attentes de l'exploitant en la matière, et les directives de mise en oeuvre de celle-ci sont communiqués de manière claire afin que tout le personnel du site en charge de tâches importantes pour la sûreté nucléaire, y compris les sous-traitants, les comprennent et les mettent en oeuvre. Le niveau d'implémentation de la politique de sûreté ainsi que la politique de sûreté elle-même sont évalués et revus par l'exploitant de manière régulière et suffisamment fréquente, avec une périodicité plus courte que celle des révisions périodiques de sûreté. Art. 4 . Organisation de l'exploitation 4.1 - Structure organisationnelle L'exploitant documente et justifie sa structure organisationnelle en précisant les politiques générales, les axes de responsabilité et d'autorité, les réseaux internes de communication, les tâches et le nombre d'agents nécessaires, qu'il met en place afin de respecter les exigences générales concernant l'exploitation sûre et fiable de son(ses) installation(s), à la fois dans toutes les conditions de fonctionnement et en situations accidentelles. En particulier, les liens hiérarchiques et les lignes de communication entre tous les responsables de questions ayant un impact sur la sûreté nucléaire de l'installation sont clairement définis et documentés. 4.2 - Gestion de la sûreté nucléaire L'exploitant opère son(ses) installation(s) d'une manière sûre, en conformité avec les exigences légales et réglementaires, ainsi qu'en respectant les conditions de son autorisation de création et d'exploitation. L'exploitant prend des dispositions, dans le cadre d'une approche graduée, pour que ses décisions en matière de sûreté nucléaire soient systématiquement précédées d'un examen suffisamment approfondi par du personnel qualifié et expérimenté afin de s'assurer que tous les aspects pertinents relatifs à la sûreté nucléaire sont bien considérés, Les évaluations de sûreté sont documentées et font l'objet d'une revue, suivant une approche graduée, par une expertise indépendante appropriée, interne ou externe, organisée par l'exploitant. Les méthodes et codes de calcul utilisés dans les analyses de sûreté doivent avoir été vérifiés et validés. L'exploitant est responsable de la mise à disposition de tous les moyens et de la mise en place des conditions de travail nécessaires en vue de la réalisation des tâches de manière sûre. L'exploitant met en place un système de surveillance approprié de sa performance en matière de sûreté nucléaire afin de s'assurer du respect des règles de sûreté en vigueur et de l'amélioration du niveau de sûreté. L'exploitant tire les leçons du retour d'expérience d'exploitation national et international, du développement des règles de sûreté nucléaire, et des nouvelles connaissances issues de programmes de recherche et développement, afin de maintenir le niveau de la sûreté nucléaire et de l'améliorer autant que faire se peut. 4.3 - Effectifs et compétence Sur base de l'analyse détaillée des tâches et des activités liées à la sûreté nucléaire à exécuter, les exigences appropriées concernant les effectifs, leur qualification et leur formation continue aux différents niveaux de l'organisation doivent être déterminées et documentées d'une manière systématique. L'adéquation de ces exigences pour une exploitation sûre de l'installation doit être vérifiée et documentée de manière régulière. L'exploitant élabore un programme systématique et documenté de gestion des ressources humaines, lié aux objectifs à long terme afin d'anticiper les besoins futurs en personnel. Ce programme tient compte des modifications prévues de l'effectif, des affectations visant à enrichir l'expérience professionnelle, et inclut une prévision des besoins en personnel tenant compte des départs à la retraite et d'autres mouvements de réduction prévisibles. Les modifications apportées au niveau des effectifs ou à l'organisation de l'exploitation décrits dans le rapport de sûreté doivent faire l'objet d'une analyse et d'une justification préalables. Ces modifications doivent être suivies pendant leur mise en oeuvre et évaluées après implémentation, afin de s'assurer qu'elles ne compromettent pas la sûreté nucléaire. L'exploitant doit disposer de ressources suffisantes en personnel qualifié comprenant la base de conception de l'installation et connaissant l'état actuel de celle-ci, ainsi que tous ses états de fonctionnement y compris les situations accidentelles. L'exploitant doit avoir à son service suffisamment d'agents formés possédant les connaissances et les compétences nécessaires pour spécifier, gérer, suivre et évaluer, au niveau de la sûreté nucléaire, le travail effectué par du personnel employé en sous-traitance. Art. 5 . Système de gestion 5.1 - Objectif Un système de gestion intégré qui accorde la priorité requise à la sûreté nucléaire doit être établi, mis en oeuvre, évalué et continuellement amélioré. Le système de gestion intégré couvre l'ensemble des dispositions relatives à l'organisation, les responsabilités, les ressources, les processus et l'assurance de la qualité. L'objectif principal du système de gestion intégré doit être d'assurer et d'améliorer la sûreté nucléaire en s'assurant qu'elle ne soit pas dissociée des activités et autres exigences envers l'exploitant, notamment en matière de bien-être des travailleurs lors de l'exécution de leur travail, afin d'éviter que celles-ci aient un impact négatif potentiel sur la sûreté nucléaire. Ce système de gestion couvre toutes les activités et processus qui peuvent avoir une influence sur la sûreté nucléaire de l'établissement, y compris les activités réalisées par les sous-traitants ou les fournisseurs. 5.2 - Disposition générales La mise en oeuvre des exigences d'un système de gestion doit se faire selon une approche graduée utilisant des ressources appropriées, considérant : - l'importance et la complexité de chaque activité et de ses produits. - les risques et l'amplitude de l'impact potentiel associés à chaque activité et ses produits. - les conséquences possibles d'une activité effectuée de manière incorrecte ou de la défaillance d'un produit. La documentation du système de gestion doit notamment inclure : - les déclarations de politiques de l'exploitant; - une description du système de gestion; - une description de la structure organisationnelle de l'exploitant; - une description des responsabilités fonctionnelles, niveaux hiérarchiques et les interactions entre ceux qui gèrent, exécutent et évaluent les tâches; - une description des interactions avec les organismes extérieurs pertinents; - une identification des interactions avec les autres exigences envers l'exploitant, notamment en matière de bien-être des travailleurs lors de l'exécution de leur travail; - une description des processus et de l'information associée, expliquant de quelle manière les tâches sont préparées, revues, effectuées, enregistrées, évaluées et améliorées. La documentation du système de gestion doit être compréhensible pour ceux qui en ont l'usage. Les documents doivent être à jour, lisibles, rapidement identifiables et disponibles sur les lieux de leur utilisation. 5.3 - Engagement de la Direction L'exploitant doit développer d'une manière intégrée les stratégies, plans et objectifs de l'organisation, de telle manière que leur impact collectif sur la sûreté nucléaire soit compris et géré. L'exploitant doit s'assurer qu'il soit clair, dans son système de gestion, quand, comment et par qui sont prises les décisions opérationnelles ayant un impact sur la sûreté nucléaire. L'exploitant doit s'assurer que le personnel d'encadrement, à tous les niveaux, démontre son engagement pour l'établissement, l'implémentation, l'évaluation et l'amélioration continue du système de gestion et doit allouer les ressources nécessaires à l'accomplissement de ces activités. L'exploitant doit favoriser l'implication de tout le personnel dans la mise en oeuvre et l'amélioration continue du système de gestion. 5.4 - Ressources L'exploitant détermine et alloue les ressources nécessaires pour exercer ses activités et pour établir, implémenter, évaluer et améliorer continuellement le système de gestion. Ces ressources incluent les ressources financières, matérielles et humaines indispensables, l'infrastructure, l'environnement de travail, ainsi que l'information et la connaissance nécessaires, et les fournisseurs. 5.5 - Implémentation des processus Les processus qui sont nécessaires pour atteindre les objectifs, fournir les moyens de répondre à toutes les exigences et délivrer les produits de l'exploitant doivent être identifiés. Leur développement doit être planifié, mis en oeuvre, évalué et amélioré de manière continue. Les séquences des processus et les interactions entre ceux-ci doivent être déterminées. Les méthodes nécessaires pour assurer l'efficacité de la mise en oeuvre et de la tenue sous contrôle des processus sont définies et implémentées. Les documents liés aux processus doivent être contrôlés. Les modifications apportées à ces documents doivent être revues et enregistrées, elles sont soumises au même niveau d'approbation que les documents originaux eux-mêmes. Il faut s'assurer que les utilisateurs des documents aient connaissance de l'existence et utilisent des documents appropriés de version correcte. Les documents d'archive doivent être identifiés dans le système de gestion et doivent être contrôlés. Ces documents doivent être compréhensibles, complets, identifiables et facilement récupérables durant leur durée de rétention prévue. La tenue sous contrôle des processus ou de tâches d'un processus sous-traités à des organisations externes doit être identifiée dans le système de gestion. Ces processus ou tâches sous traités restent sous la responsabilité de l'exploitant. Les fournisseurs de produits ou sous traitants de services pouvant avoir un impact sur la sûreté nucléaire doivent être sélectionnés suivant des critères spécifiés, et leur performance doit être évaluée. Les exigences en matière d'achats et approvisionnements de produits pouvant avoir un impact sur la sûreté nucléaire doivent être spécifiées et développées dans des documents. La mise en évidence que les produits satisfont à ces exigences doit être disponible avant leur utilisation. Il doit être confirmé que les activités et leurs produits pouvant avoir un impact sur la sûreté nucléaire respectent leurs spécifications, afin de s'assurer que ces produits donnent satisfaction pendant leur service. Cette confirmation, qui inclut des activités de vérifications, tests et validation doit avoir lieu avant implémentation ou mise en service effective des produits. 5.6 - Mesure, évaluation et amélioration Dans le but de confirmer l'adéquation des processus à obtenir les résultats escomptés et d'identifier les opportunités d'améliorations : - l'efficacité du système de gestion doit être surveillée et mesurée; - l'organisation veille à ce que les responsables réalisent l'auto-évaluation du travail dont ils sont responsables; - des évaluations indépendantes sont effectuées régulièrement au nom de l'exploitant. L'exploitant est tenu d'analyser les résultats des évaluations et de prendre les mesures nécessaires. Il se doit d'archiver et de communiquer à l'intérieur de l'organisation ses décisions ainsi que les raisons de ses actions. Le système de gestion intégré doit être réévalué à intervalles réguliers, afin de s'assurer de son efficacité. Les causes des non-conformités doivent être recherchées et des actions correctrices prises afin de prévenir leur récurrence. Les plans d'amélioration doivent comprendre des plans visant à mettre à disposition les ressources adéquates. Les actions d'amélioration doivent être suivies jusqu'à leur achèvement et l'efficacité des améliorations apportées doit être vérifiée. Art. 6 . Formation et habilitation du personnel 6.1 - Généralités Sans préjudice de l'article 25 du règlement général, l'exploitant établit une politique de formation globale et un plan de formation exhaustif sur base de ses besoins de compétences à long terme et d'objectifs de formation qui reconnaissent le rôle critique de la sûreté nucléaire. Ce plan est tenu à jour. Une approche systématique des besoins en formation est effectuée. Cette approche systématique suit une démarche logique, depuis l'identification des compétences requises pour exercer une fonction, jusqu'au développement et à la mise en oeuvre des programmes de formation et du matériel de formation appropriés et nécessaires pour l'acquisition de ces compétences, et à l'évaluation ultérieure de cette formation. Le terme « Qualification » désigne, dans le cadre du présent article, une déclaration formelle résultant d'une évaluation ou d'un examen de la capacité d'un individu à occuper une position et à effectuer les tâches associées à cette position. Une « Autorisation » ou « Habilitation » est une qualification officielle devant être approuvée par l'autorité de sûreté. Si un individu autorisé : - change de fonction vers une autre fonction nécessitant également une autorisation, - ou a été absent d'une fonction autorisée pendant une longue période, une nouvelle autorisation est requise après remise à niveau appropriée. 6.2 - Compétence et qualification L'exploitant définit clairement et documente les exigences en matière de compétences pour les différentes fonctions. Seules les personnes qui possèdent les compétences, qualifications et attitudes de sûreté nécessaires sont autorisées à effectuer des tâches importantes pour la sûreté nucléaire. L'exploitant doit s'assurer que tout le personnel, y compris le personnel des sous-traitants, en charge de tâches en relation avec la sûreté nucléaire, ait été dûment formé et qualifié. Les travaux effectués par des sous-traitants sur des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire sont autorisés et supervisés par du personnel de l'exploitant possédant les compétences et qualifications requises. Les exigences d'aptitude médicale au travail doivent être clairement définies pour chaque fonction importante au niveau de la sûreté nucléaire. La qualification des personnes en charge de telles fonctions doit inclure un examen médical afin de vérifier que leur état de santé leur permet de s'acquitter des tâches et responsabilités qui leur sont confiées. Cet examen médical doit être répété à des intervalles appropriés, fixés selon les besoins. 6.3 - Programmes et installations de formation Des programmes de …