Seuls les systèmes de sûreté sont pris en compte pour assurer une fonction de sûreté. Les systèmes non dédiés à la sûreté nucléaire sont pris en compte dans la mesure où leur fonctionnement aggrave les effets de l'évènement initiateur.
\nLors de l'évaluation des accidents de conception, il est considéré, de manière aggravante, que la grappe de contrôle la plus anti-réactive reste bloquée hors du coeur.
\nLes systèmes de sûreté sont supposés fonctionner à leur niveau de performance le plus pénalisant en regard de l'évènement initiateur.
\nToute défaillance consécutive à un évènement initiateur postulé doit être considérée comme faisant partie de l'évènement initiateur postulé original.
\nL'impact des incertitudes pouvant, dans certaines circonstances, affecter d'une manière significative les résultats doit être examiné dans l'analyse des accidents de dimensionnement. 20.7 - Conception des fonctions de sûreté 20.7.1 - Généralités 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 pas nécessaire pendant 30 minutes après l'évènement initiateur. Toute action d'opérateur requise par la conception dans les 30 minutes après l'évènement initiateur doit être justifiée et assistée par des procédures qui sont répétées sur simulateur. 20.7.2 - Fonctions de mise à l'arrêt du réacteur.
\nDes moyens doivent être prévus afin d'assurer la possibilité de mettre et maintenir le réacteur à l'arrêt. Les moyens de mise à l'arrêt de réacteur doivent comprendre au moins deux systèmes diversifiés.
\nL'un au moins des deux systèmes 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, et ce à partir des différents états de fonctionnement et lors d'accidents de dimensionnement. 20.7.3 - Fonctions d'évacuation de la chaleur résiduelle Des moyens d'évacuation de la chaleur résiduelle du coeur à l'arrêt, pendant et après des incidents de fonctionnement prévus ou en conditions accidentelles doivent être prévus, tenant compte d'une défaillance unique et de la perte du réseau externe. 20.7.4 - Fonctions de confinement Il faut prévoir un confinement de façon qu'un rejet éventuel de matières radioactives dans l'environnement lors d'un accident de dimensionnement, reste inférieur aux limites prescrites.
\nCe système peut, selon les prescriptions de conception, comprendre : a) des structures étanches contenant le circuit primaire;b) des systèmes associés pour la maîtrise des pressions et des températures;c) des dispositifs pour l'isolement, la gestion et la rétention ou l'élimination des produits de fission, de l'hydrogène, de l'oxygène et des autres substances qui pourraient être relâchées dans l'atmosphère de l'enceinte de confinement. Toute tuyauterie connectée au circuit primaire qui traverse l'enceinte ou qui communique directement avec l'atmosphère de l'enceinte de confinement doit pouvoir être isolée automatiquement et de manière fiable en cas d'accident de dimensionnement pendant lequel l'étanchéité de l'enceinte de confinement est essentielle afin d'empêcher le relâchement dans l'environnement de rejets radioactifs qui soient supérieurs aux limites prescrites.
\nCes tuyauteries doivent être munies d'au moins deux dispositifs d'isolement adéquats placés en série et chaque dispositif doit pouvoir manoeuvrer de façon fiable et indépendante. Les dispositifs d'isolement doivent être situés aussi près que possible de l'enceinte de confinement.
\nToute tuyauterie qui traverse l'enceinte de confinement, qui n'est pas connectée au circuit primaire et qui ne communique pas directement avec l'atmosphère de l'enceinte doit être munie d'au moins un dispositif d'isolement adéquat. Cet équipement doit être situé à l'extérieur de l'enceinte et aussi près que possible de celle-ci. 20.8 - Instrumentation et systèmes de contrôle 20.8.1 - 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 et sur l'enceinte de confinement. Cette instrumentation doit fournir les informations requises pour exploiter la centrale de manière fiable et sûre. Il faut prévoir des enregistrements automatiques des mesures de tous les paramètres dérivés qui sont importants pour la sûreté nucléaire.
\nL'instrumentation doit permettre de mesurer de manière adéquate les paramètres de la centrale liés aux différents états de la centrale. A cette fin, elle doit être conçue et qualifiée pour les conditions de service correspondant à ces états. 20.8.2 - Salle de commande Il faut prévoir une salle de commande d'où la centrale peut être conduite de manière sûre dans tous ses domaines de fonctionnement, et d'où des mesures peuvent être prises pour maintenir la centrale dans un état sûr ou la ramener dans un tel état après le déclenchement d'incidents de fonctionnement prévus et d'accidents de dimensionnement.
\nDes 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.
\nUne 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.
\nUn système d'instrumentation et de contrôle commande suffisant doit être disponible, de préférence en un point unique (salle de commande de repli) physiquement et électriquement séparé de la salle de commande, afin que l'on puisse mettre et maintenir le réacteur à l'arrêt, évacuer la chaleur résiduelle et surveiller les variables essentielles de la centrale au cas où il ne serait plus possible d'assurer ces fonctions de sûreté essentielles depuis la salle de commande. 20.8.3 - 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 de la centrale. 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.
\nLa 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 dimensionnement.
\nLes 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. 20.8.4 - Alimentation de secours Les systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire doivent pouvoir être alimentés par une alimentation électrique de secours.
\nCette alimentation doit être capable de fournir l'énergie nécessaire dans toutes les conditions de fonctionnement ou lors d'un accident de dimensionnement, et dans l'hypothèse d'une défaillance unique et d'une perte simultanée du réseau externe. 20.9 - Revue des bases de conception Les bases de conception de la centrale seront revues de façon régulière et quand cela s'avère opportun 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 et probabilistes sont utilisées pour identifier les besoins et opportunités d'amélioration de la sûreté nucléaire. Les modifications et mesures pratiques d'amélioration sont mises en oeuvre là où cela est raisonnablement faisable.
\nExtension de la conception des réacteurs 21.1 - Objectif L'analyse de l'extension de la conception doit examiner la performance de la centrale en situations accidentelles non prises en compte lors de la conception (hors dimensionnement), y compris une sélection d'accidents graves. Ces évènements sont analysés dans le but de minimiser, autant que raisonnablement faisable, les relâchements radioactifs dommageables pour le public et l'environnement, même pour les évènements ayant une très faible probabilité d'occurrence Les notions suivantes sont utilisées : - Accident de dimensionnement (Design Basis Accident) : circonstances accidentelles considérées lors de la conception de la centrale nucléaire, lors desquelles les dégâts occasionnés au combustible et le relâchement de matières radioactives ne dépassent pas les limites autorisées. - Accident hors dimensionnement ou hors conception (Beyond Design Basis Accident) : circonstances accidentelles plus sévères que celles des accidents de dimensionnement. - Accident grave (Severe Accident) : circonstances accidentelles hors dimensionnement avec endommagement du coeur du réacteur. 21.2 - Sélection et analyse d'accidents hors dimensionnement Il faut identifier et revoir périodiquement, autant sur base de méthodes probabilistes et déterministes que sur base de jugements techniques, les séquences accidentelles hors dimensionnement afin de déterminer celles pour lesquelles des mesures de prévention ou d'atténuation raisonnablement applicables peuvent être identifiées et mises en oeuvre.
\nLa liste des accidents hors dimensionnement à considérer est approuvée par l'autorité de sûreté.
\nL'analyse des séquences accidentelles hors dimensionnement peut se fonder sur des hypothèses réalistes et sur la base de critères d'acceptation modifiés (moins conservatifs que les critères utilisés pour les accidents de dimensionnement). 21.3 - Instrumentation pour la gestion des accidents hors dimensionnement.
\nDans le but de pouvoir gérer les accidents hors dimensionnement suivant les procédures et guides établis, il doit exister une instrumentation qui soit utilisable dans les conditions de service correspondantes.
\nL'information nécessaire à la gestion de ces accidents issue de cette instrumentation est présente, aussi bien dans la salle de commande principale que dans une salle de commande/poste supplémentaire séparé, de manière à pouvoir gérer l'accident à l'aide des procédures et guides de gestion. 21.4 - Protection de l'enceinte de confinement contre certains accidents hors dimensionnement La fonction de confinement de l'enceinte lors d'une séquence accidentelle hors dimensionnement doit être préservée autant que possible, en particulier : - L'isolement de l'enceinte de confinement doit rester possible. Si un événement conduit à un bypass de l'enceinte, les conséquences doivent en être atténuées. - L'étanchéité de l'enceinte de confinement ne peut pas se dégrader significativement pendant un laps de temps raisonnable après un accident grave. - La température et la pression à l'intérieur de l'enceinte de confinement doivent être gérées lors d'un accident grave. - Les gaz combustibles doivent être gérés lors d'un accident grave. - L'enceinte de confinement doit être protégée contre la surpression pouvant exister lors d'un accident grave. - Les scénarios de fusion du coeur à haute pression dans le circuit primaire doivent être évités. - La dégradation du confinement par le coeur en fusion doit pouvoir être évitée ou atténuée autant que faire se peut.
\nClassement 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. Section III. - Exploitation
\nLimites et conditions d'exploitation Les limites et conditions d'exploitation doivent contenir des prescriptions pour les divers états opérationnels de la centrale, incluant le démarrage et la montée en puissance, la production d'énergie, 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.
\nLe 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.
\nLe 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.
\nGestion du vieillissement L'exploitant doit disposer d'un programme de gestion du vieillissement lui permettant d'identifier les mécanismes, de déterminer les conséquences possibles et de limiter les principaux effets du vieillissement des structures, systèmes et composants importants pour la sûreté nucléaire. L'exploitant est donc tenu de déterminer les activités nécessaires afin de maintenir la disponibilité des fonctions de sûreté et la fiabilité de ces structures, systèmes et composants tout au long de leur durée de vie 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.
\nLes principaux systèmes, structures et composants (en particulier la cuve du réacteur, les générateurs de vapeur, le pressuriseur, le circuit primaire et l'enceinte de confinement) doivent être suivis de manière à pouvoir détecter à temps les effets de vieillissement et de mener d'éventuelles actions préventives ou correctrices.
\nEn ce qui concerne la cuve du réacteur et ses soudures, tous les facteurs importants comme la fragilisation, le vieillissement thermique, la fatigue et la corrosion, doivent être repris dans le programme de gestion du vieillissement. L'état réel de la cuve du réacteur sera comparé aux prévisions pendant toute sa durée de vie.
\nSystème d'analyse des évènements et retour d'expérience d'exploitation Art. 26 . Maintenance, inspection en service et essais fonctionnels La chaudière nucléaire doit être soumise suivant une fréquence appropriée, à des essais comprenant : (a) un essai d'étanchéité ou de taux de fuite dans le cadre de l'inspection préalable à la mise en service, complété par des examens non-destructifs;(b) un essai d'étanchéité avant de reprendre l'exploitation consécutivement à un arrêt de la chaudière nucléaire au cours duquel l'étanchéité du circuit primaire du réacteur pourrait avoir été affectée;(c) un essai d'étanchéité à l'occasion de chaque grande inspection. Les mesures de surveillance nécessaires pour vérifier l'intégrité de l'enceinte de confinement comprennent, sans y être nécessairement limitées : - la mesure du taux de fuite de l'enceinte de confinement; - les tests des pénétrations et des dispositifs d'isolation situés aux interfaces, afin de démontrer leur étanchéité et, le cas échéant, leur opérabilité; - les inspections de l'intégrité structurelle (telles que celles effectués sur les tenons de précontrainte et sur le liner); - la surveillance des conditions ambiantes à l'intérieur de l'enceinte de confinement telles que la température, la pression et autres caractéristiques de l'atmosphère
\nProcédures de conduite accidentelle et guides de gestion d'accidents graves 27.1 - Définitions et portée L'exploitant dispose d'un ensemble complet de procédures de conduite accidentelle et de guides de gestion d'accidents graves pour faire face aux accidents de dimensionnement, aux accidents hors dimensionnement ou aux accidents graves Les procédures de conduite accidentelle sont appliquées lorsque la centrale est en condition accidentelle et tant que le coeur du réacteur n'est pas endommagé. Ces procédures ont pour but de : - ramener la centrale dans un état sûr; - rétablir ou compenser les fonctions de sûreté qui auraient été perdues; - prévenir ou retarder tout dégât au coeur du réacteur.
\nLes guides de gestion d'accidents graves sont utilisés pour limiter les conséquences d'un accident grave, c'est-à-dire lorsque les procédures de conduite accidentelle n'ont pas pu prévenir l'endommagement du coeur. Ils ont pour but de : - limiter autant que possible les dégâts ou l'endommagement du coeur du réacteur; - conserver le plus longtemps possible l'intégrité de l'enceinte et de ses fonctions de confinement; - limiter le plus possible les rejets de substances radioactives dans l'environnement (sur site et en-dehors du site); - ramener la centrale dans un état maitrisé à terme.
\nLes procédures qui s'appliquent en cas d'accidents de dimensionnement consistent en des procédures par état ('symptom-based') ou en une combinaison de procédures par état ('symptom-based') et de procédures événementielles ('event-based').
\nLes procédures qui s'appliquent en cas d'accidents hors dimensionnement et les guides de gestion d'accidents graves peuvent se composer uniquement de procédures par état. Une procédure événementielle inclut des actions spécifiques basées sur un diagnostic préalable relatif à l'événement initiateur. Dans le cas des procédures par état, seul l'état de l'installation (valeurs de paramètres de sûreté) ou d'une ou plusieurs fonctions de sûreté est pris en compte sans être associé à un diagnostic préalable. Sur base de l'état, des actions sont initiées. 27.2 - Format et contenu Les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion d'accidents graves sont développés d'une manière systématique sur base d'une analyse réaliste et spécifique à la centrale des accidents possibles. Les résultats d'analyses de sûreté déterministes et 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.
\nLes procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion d'accidents graves respectent une philosophie préétablie; le choix des stratégies et mesures à exécuter prennent en compte la spécificité de la centrale.Les guides de gestion d'accidents graves peuvent impliquer tous les moyens existants possibles (en rapport ou non avec la sûreté nucléaire) présents au sein ou à l'extérieur de la centrale.
\nLes 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. 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 de la centrale.
\nLes procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves sont facilement reconnaissables des autres procédures d'exploitation. 27.3 - 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.
\nLa validation des procédures de conduite accidentelle est basée sur la représentation sur simulateur des situations d'accidents couvertes.
\nLa 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 guides de gestion des accidents graves. 27.4 - Mise à jour et révision des procédures et des guides Les procédures de conduite accidentelle et 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 de la centrale; - modifications organisationnelles; - résultats des analyses probabilistes de sûreté; - nouvelles connaissances ou expériences en rapport avec les (la gestion des) accidents (graves); - révisions des bases génériques.
\nLe cas échéant, une mise à jour en dehors des mises à jour périodiques peut être requise. 27.5 - Responsabilités et formation Le rôle et la responsabilité de chaque personne impliquée dans la mise en oeuvre d'une procédure de conduite accidentelle ou d'un guide de gestion d'accident grave doivent être définis clairement et de manière univoque. La coordination nécessaire doit être assurée.
\nLe 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 dimensionnement, accidents hors dimensionnement ainsi que les accidents graves et phénomènes y afférents; - concept et structure des procédures et guides de gestion des accidents graves; - actions et mesures définies dans les procédures de conduite accidentelle et les guides de gestion des accidents graves; - apprentissage et mise en application des procédures de conduite accidentelle et 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; - interactions entre les intervenants.
\nLa formation et l'apprentissage des procédures de conduite accidentelle et, dans la mesure du possible des guides de gestion d'accidents graves, sont réalisés sur simulateur.
\nLes 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. 27.6 - 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 les guides de gestion d'accident graves. Section IV. - Vérification de la sûreté nucléaire
\nContenu 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, de la centrale, du fonctionnement normal de l'unité 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 de la centrale (en puissance, à l'arrêt, en conditions accidentelles);codes et normes applicables g) Analyses de sûreté pour évaluer la sûreté nucléaire de la centrale en réponse aux événements initiateurs postulés par rapport aux critères de sûreté et aux limites des conséquences radiologiques.h) Mise en service des nouvelles installations.i) Aspects opérationnels, y compris la description des aspects opérationnels des procédures de conduite accidentelle et 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.n) 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
\nEtudes probabilistes de sûreté 29.1 - Objectif et portée des études probabilistes de sûreté Pour chaque centrale, une étude probabiliste de sûreté de niveau 1 et 2 doit être établie. Toutefois l'étude probabiliste de sûreté de niveau 2 peut être réalisée pour une unité jugée représentative de plusieurs unités sur base d'une interprétation des caractéristiques techniques. L'étude probabiliste de sûreté étudiera la contribution au risque dans tous les modes d'exploitation de la centrale et prendra en considération un ensemble pertinent d'événements initiateurs, y compris l'incendie et l'inondation internes. Les conditions climatiques extrêmes et le séisme seront intégrés à l'étude probabiliste de sûreté, à moins de pouvoir démontrer que ceux-ci sont pris en compte avec un degré de conservatisme suffisant par le biais des études déterministes ou que leur omission ne dégrade pas l'évaluation globale du risque par l'étude probabiliste de sûreté L'analyse identifie les séquences d'événements qui résultent des événements initiateurs postulés. Ces séquences d'événements doivent prendre en compte les défaillances des composants, l'indisponibilité des composants pour raison de maintenance ou d'essais, les erreurs humaines, les défaillances de cause commune et toutes les autres dépendances pertinentes.
\nLes défaillances induites par les événements initiateurs postulés sont prises en compte dans l'analyse de la séquence d'événements et l'analyse des systèmes.
\nL'étude probabiliste de sûreté utilise de préférence des méthodes et hypothèses réalistes. Ceci inclut l'analyse effectuée pour étayer les critères de succès des systèmes de sûreté, la modélisation des phénomènes qui pourraient se produire à l'intérieur du confinement suite à un endommagement du coeur et le relâchement des matières radioactives vers l'environnement. Lorsque cela n'est pas possible, des hypothèses raisonnablement conservatives sont utilisées.
\nLes fréquences des événements initiateurs postulés et les probabilités de défaillance d'équipements utilisées sont représentatives de la conception ou de l'exploitation de la centrale. Dans la mesure du possible, des données spécifiques à la centrale, y compris des données relatives à la maintenance, aux essais, à la surveillance et à l'inspection en service, sont utilisées.
\nLes interventions humaines sont modélisées dans l'étude probabiliste de sûreté. Il est tenu compte du fait que les erreurs humaines peuvent se produire avant, pendant et après l'initiation de la séquence et qu'elles peuvent également être liées à l'origine d'un événement initiateur postulé et en affecter la fréquence.
\nLes probabilités d'erreur humaine utilisées reflètent les facteurs qui peuvent influencer les performances de l'opérateur dans tous les états de la centrale.
\nL'étude probabiliste de sûreté de niveau 1 reprend des études de sensibilité et d'incertitudes. L'analyse d'incertitudes doit notamment refléter les marges de variation de la probabilité des événements initiateurs postulés et de la probabilité de défaillance des composants. L'étude probabiliste de sûreté de niveau 2 reprend des études de sensibilité et, lorsque approprié, des études d'incertitudes. 29.2 - Qualité des études probabilistes de sûreté L'étude probabiliste de sûreté est effectuée en utilisant des méthodologies ayant fait leurs preuves, et prenant en compte l'expérience internationale en la matière.
\nL'étude probabiliste de sûreté est établie, documentée et maintenue à jour en utilisant un système de qualité approuvé par l'exploitant. 29.3 - Application des études probabilistes de sûreté L'étude probabiliste de sûreté doit être utilisée tout au long de la conception et de l'exploitation de la centrale pour faciliter le processus de prise de décisions concernant la sûreté nucléaire. Le rôle de l'étude probabiliste de sûreté dans le processus de prise de décision est défini pour les différents types d'applications.
\nL'étude probabiliste de sûreté est utilisée pour démontrer que la conception est équilibrée, c'est à dire qu'aucun dispositif ou évènement initiateur postulé ne contribue de manière disproportionnée au risque global et pour donner l'assurance que de petits écarts dans les paramètres de la centrale susceptibles d'entraîner un comportement très anormal de la centrale sont évités.
\nLes résultats de l'étude probabiliste de sûreté sont utilisés pour déterminer si la conception ou l'exploitation de la centrale comporte des faiblesses et pour évaluer la nécessité de modifications des systèmes, des procédures et des pratiques d'exploitation y compris en conditions accidentelles, afin de réduire le risque, notamment celui lié aux accidents graves.
\nL'étude probabiliste de sûreté est utilisée pour vérifier l'adéquation des modifications apportées à la centrale, aux procédures et aux spécifications techniques, et pour évaluer l'importance d'incidents se produisant en cours d'exploitation.
\nLes résultats de l'étude probabiliste de sûreté doivent être utilisés pour le développement et la validation du programme de formation, notamment pour la formation sur simulateur des opérateurs de la salle de commande.
\nLes résultats de l'étude probabiliste de sûreté sont utilisés afin de vérifier que tous les composants significatifs du point de vue du risque sont repris dans des programmes de tests et vérifications adéquats. Le rôle et l'importance de ces composants sont repris dans le rapport de sûreté.
\nLes limitations de l'étude probabiliste de sûreté doivent être clairement reconnues et prises en considération lors de son utilisation.
\nPlan Interne d'urgence Un centre de coordination pour la gestion de crise sur site doit offrir des moyens de communication avec la salle de commande, la salle de commande de repli, ainsi qu'avec d'autres points importants du site, et avec les organismes d'intervention sur site et à l'extérieur du site
\nProtection contre les incendies d'origine interne 32.1 - 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 de la centrale doit être maintenue pendant et après les incendies. 32.2 - Analyse de risque incendie Une étude probabiliste de risque incendie, complémentaire à l'approche déterministe, doit être réalisée. Dans l'étude probabiliste de niveau 1, les incendies doivent être analysés dans le but d'évaluer les dispositions de protection et d'identifier les risques causés par les incendies. 32.3 - Systèmes de protection anti-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 toutes les zones de la centrale en relation avec la sûreté. Cette couverture doit être justifiée par l'analyse de risque d'incendie. CHAPITRE 4. - Prescriptions de sûreté spécifiques aux établissements de stockage définitif de déchets radioactifs. CHAPITRE 5. - Dispositions finales Art. 33 . Dispositions pénales Les infractions au présent arrêté sont recherchées, constatées et poursuivies conformément aux dispositions de la loi du 15 avril 1994Documents pertinents retrouvés type loi prom.
\n15/04/1994 pub.
\n14/10/2011 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.
\nEntrée en vigueur Le présent arrêté entre en vigueur le premier jour du troisième mois qui suit sa publication au Moniteur belge, à l'exception des articles 7.6 et 21.2 premier alinéa qui rentrent en vigueur le 1er janvier 2013 et des articles 17.3; 17.4 troisième et quatrième alinéas 4; 29.1 premier, deuxième, troisième, cinquième et huitième alinéas; 29.3 premier, quatrième et sixième alinéas; 32.2 qui entrent en vigueur le 1er janvier 2016 Notre Ministre qui a l'Intérieur dans ses attributions est chargé de l'exécution du présent arrêté.
\nDonné à Bruxelles, le 30 novembre 2011.
\nALBERT Par le Roi : La Ministre de l'Intérieur, Mme A. TURTELBOOM