Arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection

Article 8-1 De la matière issue de la fabrication d'un équipement sous pression nucléaire mentionné au

1. a)du 1 du I de l'article 5 du présent arrêté, notamment des parties présentant des risques forts d'hétérogénéité et des assemblages permanents entre des parties de ce type, doit être conservée dans des conditions permettant, pendant toute la durée d'utilisation de cet équipement et dans les limites des possibilités permises par la conception et la fabrication, de : - reproduire les essais et analyses réalisés lors de la fabrication du matériau ou lors de la réalisation de l'assemblage permanent qui ont été nécessaires à la justification du respect des exigences essentielles de sécurité ; - avoir à disposition des éléments de matière représentatifs de l'ensemble de la partie de l'équipement sous pression nucléaire. A ce titre, sauf justification particulière, le fabricant privilégie les procédés de fabrication permettant de disposer d'éléments de matière représentatifs. Le fabricant transmet à l'Autorité de sûreté nucléaire, avant d'engager l'approvisionnement des matériaux, le descriptif de la matière qui sera conservée. Le fabricant conserve cette matière sous sa responsabilité lors de la fabrication de l'équipement sous pression nucléaire dans des conditions garantissant sa traçabilité et son absence d'altération. Cette responsabilité du fabricant est transférée à l'exploitant au plus tard dans l'année qui suit l'émission de la déclaration de conformité de l'équipement sous pression nucléaire ou de l'ensemble nucléaire dans lequel il est intégré. L'Autorité de sûreté nucléaire peut préciser par décision les modalités d'application de cet article. Article 8-2 Les analyses physico-chimiques, les essais métallographiques, les essais des assemblages soudés et les essais mécaniques listés dans une décision de l'Autorité de sûreté nucléaire, nécessaires à la justification du respect des exigences essentielles de sécurité d'équipements sous pression nucléaires de niveau N1 ou N2 ou de parties principales sous pression d'équipements sous pression nucléaires de niveau N1 ou N2, sont réalisés par un laboratoire accrédité pour ce type d'essais par le Comité français d'accréditation, ou par tout autre organisme d'accréditation signataire d'un accord conclu dans le cadre de la coordination européenne des organismes d'accréditation ou de la coopération internationale relative à l'accréditation des laboratoires, selon une norme fixant les exigences concernant la compétence des laboratoires d'essais et prévoyant des essais de comparaison inter-laboratoires. La décision de l'Autorité de sûreté nucléaire mentionnée dans l'alinéa précédent peut préciser les modalités d'application de l'exigence. Dans les cas où, pour un matériau constitutif d'une partie qui contribue à la résistance à la pression provenant d'un intermédiaire, les essais et analyses listés dans la décision de l'Autorité de sûreté nucléaire mentionnée au premier alinéa n'ont pas été réalisés par un laboratoire accrédité dans les conditions précisées aux alinéas précédents, le fabricant de l'équipement sous pression nucléaire peut, alternativement, réaliser les essais et analyses nécessaires à la justification de la conformité de ce matériau aux exigences essentielles de sécurité applicables dans un laboratoire accrédité dans les conditions précisées aux alinéas précédents. Article 8-3 La documentation technique mentionnée à l' article L. 557-5 du code de l'environnement accompagnant un équipement sous pression nucléaire ou un ensemble nucléaire inclut la liste des fabricants de matériaux ainsi que des personnes physiques ou morales autres que le fabricant de l'équipement sous pression nucléaire ou de l'ensemble nucléaire qui ont exécuté une action de conception, de fabrication ou de contrôle dont l'activité a été susceptible d'avoir un impact sur le respect des exigences essentielles de sécurité. Article 8-4 L'Autorité de sûreté nucléaire peut préciser par décision les cas où des opérations d'intégration à l'installation nucléaire de base des équipements sous pression nucléaires ou des ensembles nucléaires en cours d'évaluation de la conformité peuvent être réalisées ainsi que les modalités de réalisation de ces opérations. Article 10-1 Conformément à l'article 4 de l'arrêté du 3 septembre 2018, les dispositions du I et II de l'article 10-1 dudit arrêté entrent en vigueur à la date du 1er janvier 2019. Article 10-2 Les dispositions du I de l'article R. 557-14-3 du code de l'environnement sont réputées satisfaites pour les équipements constitutifs d'un ensemble nucléaire ayant fait l'objet d'une évaluation de la conformité sauf : - en ce qui concerne les exigences relatives aux assemblages permanents qui raccordent au moins un équipement qui ne fait pas partie de l'ensemble nucléaire ; - en ce qui concerne les exigences définies aux points 2.10 et 3.2.3 de l'annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée en cas d'application des dispositions du deuxième alinéa du II de l'article 5 du présent arrêté. Article 10-3 I. – Toute modification ou réparation d'un équipement sous pression nucléaire autre que de catégorie 0, réalisée avant son installation sur un appareil répondant aux définitions des
2. a)ou
3. b)de l'article 1er de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé dont la mise en service n'a pas encore eu lieu, fait l'objet d'une évaluation de la conformité aux exigences essentielles de sécurité définies à l'article 5 du présent arrêté lorsque cette modification ou réparation est susceptible d'avoir une incidence sur sa conformité aux exigences essentielles de sécurité. Les critères définissant les modifications et réparations susceptibles d'avoir une incidence sur la conformité des équipements sous pression nucléaires aux exigences essentielles de sécurité peuvent être précisés par des guides professionnels préalablement soumis à l'acceptation de l'Autorité de sûreté nucléaire. Cette évaluation de la conformité est réalisée dans les conditions de l'article 6 du présent arrêté. Elle peut ne concerner que la partie réparée ou modifiée selon des modalités qui peuvent être définies dans les guides professionnels susmentionnés. II. – Toute intervention sur un équipement sous pression nucléaire appartenant à un appareil répondant aux définitions des
4. a)ou
5. b)de l'article 1er de l'arrêté du 10 novembre 1999 susvisé dont la mise en service n'a pas encore eu lieu, à l'exclusion des canalisations visées à l'article 3 de cet arrêté, réalisée après son installation, est considérée comme une intervention au sens de l'article 10 de cet arrêté et est soumise aux dispositions de cet article. Article 10-4 La pose d'un système d'obturation de fuites en marche sur un équipement peut être effectuée selon des modalités définies dans des guides professionnels préalablement soumis à l'acceptation de l'Autorité de sûreté nucléaire. Article 10-5 Les dispositions de l'article 8-1 du présent arrêté sont également applicables aux assemblages permanents mentionnés dans l'article susmentionné réalisés lors de l'installation, de la modification ou de la réparation d'un équipement sous pression nucléaire. Article 10-6 En application de l'article R. 557-14-2 du code de l'environnement, l'exploitant s'assure que les prescriptions relatives à l'installation, la mise en service, l'utilisation, la maintenance, les réparations et les modifications définies par le fabricant qui sont nécessaires au maintien du niveau de sécurité des équipements et figurant, selon les cas, sur les équipements ou leur notice d'instructions sont respectées. L'exploitant peut ne pas respecter les autres dispositions de la notice d'instructions. Article 10-7 Peuvent continuer à être utilisées dans le cadre d'une modification ou réparation les parties d'équipement sous pression nucléaire dont la fabrication, engagée avant le 31 décembre 2018, est conforme aux dispositions du décret du 2 avril 1926 portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux, du décret n° 43-63 du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz ou du décret n° 99-1046 du 13 décembre 1999 relatif aux équipements sous pression, et des textes pris pour leur application. Article 10-8 Les équipements sous pression nucléaires fabriqués selon les dispositions du décret du 2 avril 1926 portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux et du décret n° 43-63 du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz peuvent continuer à bénéficier de l'application des décisions ministérielles référencées DM-T/ P 18042,18043,27838 et 28767 définies en application de ces décrets. Article 10-9 Les équipements sous pression nucléaires et les ensembles nucléaires, hormis ceux constitutifs du circuit primaire principal des chaudières nucléaires à eau, dont la fabrication a été engagée avant le 23 janvier 2011, ayant satisfait aux procédures d'évaluation de la conformité et disposant d'une déclaration de conformité CE en application du titre II du décret du 13 décembre 1999 relatif aux équipements sous pression ou d'une déclaration UE de conformité en application de la section 9 du chapitre VII du titre V du livre V de la partie réglementaire du code de l'environnement peuvent être installés, mis en service et utilisés. Article 10-10 Les équipements qui, compte tenu de leurs caractéristiques, n'étaient pas soumis aux visites ou épreuves en application des dispositions du décret du 2 avril 1926 susvisé ou du décret du 18 janvier 1943 susvisé et qui sont soumis, en application du présent arrêté à requalification périodique, font l'objet de la première requalification périodique avant expiration d'un délai égal à l'intervalle maximal entre deux requalifications périodiques compté à partir du 23 janvier 2011. Article 13 I.-L'article 8-1 du présent arrêté n'est pas applicable aux équipements sous pression nucléaires et aux ensembles nucléaires dont la fabrication a commencé avant la date de publication de l'arrêté du 3 septembre 2018 modifiant certaines dispositions applicables aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection et aux approvisionnements de matériaux commencés avant la même date. II.-L'article 8-2 du présent arrêté s'applique, pour les analyses physico-chimiques, les essais métallographiques, les essais des assemblages soudés et les essais mécaniques, nécessaires à la justification du respect des exigences essentielles de sécurité d'équipements sous pression nucléaires de niveau N1 ou de parties principales sous pression d'équipements sous pression nucléaires de niveau N1, suivant des échéances précisées dans la décision de l'Autorité de sûreté nucléaire mentionnée au même article et postérieures à la date du 31 décembre 2020. L'article 8-2 du présent arrêté s'applique, pour les analyses physico-chimiques, les essais métallographiques, les essais des assemblages soudés et les essais mécaniques, nécessaires à la justification du respect des exigences essentielles de sécurité d'équipements sous pression nucléaires de niveau N2 ou de parties principales sous pression d'équipements sous pression nucléaires de niveau N2, suivant des échéances précisées dans la décision de l'Autorité de sûreté nucléaire mentionnée au même article et postérieures à la date du 31 décembre 2023. III.-L'article 8-3 du présent arrêté s'applique aux équipements sous pression nucléaires et ensembles nucléaires dont la fabrication a commencé après le 1er janvier 2012 et dont l'évaluation de la conformité s'est terminée après le 1er juillet 2019. IV.-Le cinquième tiret du point 1. c de l'annexe V du présent arrêté n'est applicable que pour les opérations d'installation, de modification et de réparation débutées après le 1er janvier 2019. V.-L'évaluation de la conformité prévue au second tiret de l'énumération du point 4.1
6. a)de l'annexe V du présent arrêté, n'est applicable que pour les installations réalisées après le 1er janvier 2021. Article Annexe V Conformément à l'article 4 (IV) de l'arrêté du 3 septembre 2018, les dispositions du point 5 de l'annexe V dudit arrêté entrent en vigueur à la date du 1er janvier 2019. Article Annexe VI OPÉRATIONS DE CONTRÔLE DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES EN SERVICE RÉALISÉES PAR LES ORGANISMES HABILITÉS Les dispositions de la présente annexe ne sont pas applicables aux équipements sous pression nucléaires de niveau N2 ou N3 prévus pour des liquides dont la pression de vapeur, à la température maximale admissible, est inférieure ou égale à 0,5 bar au-dessus de la pression atmosphérique normale (1 013 mbar). Les équipements sous pression nucléaires auxquels les dispositions de la présente annexe s'appliquent sont mentionnés aux 1.1 et 2.1 ci-après. Les opérations de contrôle qui suivent sont réalisées, conformément aux articles R. 557-14-3 et R. 557-14-4 du code de l'environnement, par un organisme mentionné au a du 11° de l'article R. 557-4-2 habilité pour le suivi en service des équipements sous pression nucléaires, ou sous la direction d'un service d'inspection des utilisateurs habilité tel que mentionné au b du 11° de l'article R. 557-4-2 du code de l'environnement quand celui-ci a été habilité à cet effet. 1. Contrôle de mise en service des équipements sous pression nucléaires 1.1. Les équipements sous pression nucléaires de catégorie I à IV et de niveau N1 ainsi que ceux de catégorie IV et de niveau N2, à l'exception des accessoires de sécurité de catégorie IV associés à des équipements sous pression nucléaires de catégorie 0 et de niveau N1 ou de catégorie 0, I, II ou III et de niveau N2, sont soumis au contrôle de mise en service prévu à l'article R. 557-14-3 du code de l'environnement. Une même opération de contrôle peut porter sur plusieurs équipements sous pression nucléaires. 1.2. Ce contrôle comprend : -la vérification de l'existence des déclarations de conformité le cas échéant ; -la vérification du bon état de conservation ; -la vérification de l'aptitude des accessoires de sécurité à assurer leur fonction de protection contre le dépassement des limites admissibles ; -la vérification de l'existence de programmes des opérations d'entretien et de surveillance ; -la vérification que les programmes des opérations d'entretien et de surveillance prévus peuvent être mis en œuvre ; -la vérification que cette mise en œuvre respecte les principes et les règles de radioprotection définis par le code de la santé publique et par le code du travail. L'organisme habilité remet à l'exploitant une attestation de contrôle de mise en service. L'exploitant adresse une copie de cette attestation à l'Autorité de sûreté nucléaire. Lorsqu'un équipement sous pression nucléaire fait l'objet d'une nouvelle installation, le contrôle de mise en service doit être renouvelé et complété par une inspection réalisée selon les modalités de l'inspection de requalification périodique prévue au 2.4 de la présente annexe. 2. Requalification périodique des équipements sous pression nucléaires 2.1. En application de l'article R. 557-14-4 du code de l'environnement, les équipements sous pression nucléaires suivants sont soumis à requalification périodique : -les récipients et les tuyauteries de catégories I à IV et de niveau N1 avec les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés ; -les récipients de catégories II à IV et de niveau N2 ou N3 avec les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés ; -les tuyauteries de catégorie III et de niveau N2 ou N3 avec les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés. La requalification périodique d'un équipement est l'opération de contrôle destinée à montrer qu'un équipement est apte à fonctionner en sécurité et à assurer la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 en tenant compte des dégradations prévisibles jusqu'à sa mise hors service. Pour l'application du présent arrêté, la mise hors service correspond à la prochaine opération de contrôle programmée, au sens des articles R. 557-14-4 et R. 557-14-5 ou la mise hors service définitive et programmée. Elle permet de s'assurer que les opérations d'entretien et de surveillance de l'équipement ont été mises en œuvre. Elle intègre l'analyse des résultats de tous les contrôles et inspections effectués en application des dispositions des annexes V et VI depuis la requalification périodique précédente, ou à défaut depuis sa mise en service. Les requalifications périodiques sont réalisées par des organismes habilités. 2.2. L'intervalle maximal entre deux requalifications périodiques est fixé à : -2 ans pour les équipements sous pression nucléaires en matériaux autres que métalliques. Cet intervalle est porté à 5 ans si des essais de vieillissement des matériaux ont été effectués conformément à un cahier des charges accepté par décision de l'Autorité de sûreté nucléaire ; -5 ans pour les équipements sous pression nucléaires contenant un fluide toxique (toxicité aiguë par voie orale : catégories 1 et 2, toxicité aiguë par voie cutanée : catégories 1 et 2, toxicité aiguë par inhalation : catégories 1,2 et 3, ou toxicité spécifique pour certains organes cibles-exposition unique : catégorie 1), ou un fluide corrosif vis-à-vis de ses parois ; -10 ans pour les autres équipements sous pression nucléaires. Lorsque l'équipement fait l'objet d'un contrôle de mise en service en application du point 1.2 de la présente annexe ou d'un contrôle de son bon état de conservation et de l'aptitude de ses accessoires de sécurité à assurer leur fonction de protection contre le dépassement des limites admissibles attesté par un organisme habilité, l'échéance de la requalification est calculée à partir de la date d'attestation de ce contrôle. Dans les autres cas, l'échéance de la requalification périodique est calculée à partir de la date de l'épreuve de vérification finale de l'équipement sous pression nucléaire ou de l'ensemble nucléaire dans lequel il est intégré, ou à partir de la date du dernier procès-verbal prévu au point 2.7 de la présente annexe. 2.3. Sauf modalités particulières acceptées par décision de l'Autorité de sûreté nucléaire, la requalification périodique d'un équipement sous pression nucléaire comprend les opérations suivantes : -une inspection de requalification périodique de l'équipement sous pression nucléaire et des accessoires sous pression qui lui sont raccordés ; -une épreuve de l'équipement sous pression nucléaire, des accessoires de sécurité qui lui sont associés et des accessoires sous pression qui y sont raccordés qui prend normalement la forme d'une épreuve hydraulique ou, pour les équipements sous pression nucléaires qui ne doivent pas contenir d'eau, une épreuve de résistance effectuée avec un fluide autre que l'eau ; -la vérification des accessoires de sécurité qui le protègent. Ces opérations sont décrites aux points 2.4,2.5 et 2.6 de la présente annexe. 2.4. L'inspection de requalification périodique comprend : -une vérification intérieure et une vérification extérieure de l'équipement sous pression nucléaire, y compris des assemblages permanents réalisés sur celui-ci et des accessoires sous pression qui y sont raccordés. Pour les tuyauteries et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, la vérification intérieure peut être remplacée par des essais non destructifs adaptés réalisés selon un programme accepté par l'organisme habilité qui réalise l'inspection de requalification ; -une vérification de l'existence et de l'adéquation des documents prévus au 1 de l'annexe V du présent arrêté ; -tout examen ou essai complémentaire jugé utile par l'organisme habilité. Elle porte sur toutes les parties visibles après exécution de toutes les mises à nu et démontage de tous les éléments amovibles. Pour les récipients à plusieurs compartiments fabriqués selon les décrets du 2 avril 1926 portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux ou du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz dont le démontage des éléments amovibles présente des inconvénients préjudiciables au maintien du niveau de sécurité des récipients, l'exploitant peut être dispensé de ce démontage sous réserve de la mise en œuvre d'examens ou des essais compensatoires définis par l'organisme habilité. Pour les tuyauteries calorifugées de niveau N2 et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, lorsque l'exploitant fait application, pour les inspections périodiques, du dernier alinéa du 3.4 de l'annexe V, l'inspection de requalification périodique peut se limiter aux zones jugées les plus vulnérables aux dégradations. Lorsque l'exploitant dispose d'un service d'inspection des utilisateurs habilité, l'inspection de requalification périodique peut se limiter aux zones jugées les plus vulnérables aux dégradations, la définition de ces zones étant approuvée par ce service d'inspection des utilisateurs habilité. Pour les tuyauteries calorifugées de niveau N3 et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, l'inspection de requalification périodique peut se limiter aux zones jugées les plus vulnérables aux dégradations. La définition de ces zones est approuvée par un organisme habilité. 2.5. L'épreuve est réalisée au vu des résultats favorables de l'inspection. Elle consiste à maintenir l'équipement sous pression nucléaire à une pression au moins égale à 120 % de la pression maximale admissible PS. La pression est maintenue pendant le temps nécessaire à l'examen complet de ses parois. L'épreuve est satisfaisante si l'équipement sous pression nucléaire n'a pas fait l'objet de fuite pendant la durée de l'épreuve et ne présente pas de déformation rémanente visible par examen visuel direct ou indirect. Pour les récipients à plusieurs compartiments, l'épreuve est réalisée sur tous les compartiments dont la pression maximale admissible est supérieure à 0,5 bar. Les tuyauteries de niveau N2, les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés font l'objet soit d'une épreuve, soit d'un test global, éventuellement en service, apportant le même niveau d'information sur le niveau de sécurité de l'équipement sous pression nucléaire que celui résultant d'une épreuve réalisée sur les équipements sous pression nucléaires décalorifugés. Les tuyauteries de niveau N3, les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés sont dispensés de l'épreuve de requalification périodique. L'épreuve des accessoires de sécurité n'est réalisée que pour les soupapes de sûreté. Elle peut être limitée aux parties constitutives de la soupape situées en amont du siège. 2.6. La vérification des accessoires de sécurité comporte les opérations nécessaires à garantir : -leur état intérieur et extérieur ; -leur conformité aux états descriptifs ou aux notices d'instructions des équipements sous pression nucléaires qu'ils protègent ; -leur aptitude à assurer leur fonction de protection contre le dépassement des limites admissibles. Lorsqu'un accessoire de sécurité protège plusieurs équipements sous pression nucléaires soumis à la présente annexe, l'épreuve de cet accessoire, lorsqu'elle est requise au point 2.5, et la vérification définie au point 2.6 peuvent n'être effectuées que lors de la requalification périodique de l'équipement sous pression nucléaire protégé dont la périodicité de la requalification périodique est la plus petite. Dans le cas où plusieurs accessoires de sécurité protègent un ou plusieurs équipements sous pression nucléaires et afin de supprimer le risque de défauts de mode commun, les opérations de requalification de chaque accessoire de sécurité peuvent être réalisées à des échéances anticipées par rapport à celles des équipements sous pression nucléaires protégés. 2.7. A l'issue des opérations de requalification, l'organisme habilité appose son poinçon sur l'équipement sous pression nucléaire concerné. Les opérations de requalification périodique font l'objet d'un procès-verbal rédigé et signé par le représentant de l'organisme habilité, par lequel il est attesté que ces opérations ont été réalisées. Sont joints à ce procès-verbal les comptes rendus détaillés des opérations effectuées mentionnant les procédés utilisés, les constatations faites, en particulier les défauts relevés, et les mesures prises à la suite de ces constatations. Ce procès-verbal est remis sans délai à l'exploitant. L'exploitant révise, si nécessaire, son programme des opérations d'entretien et de surveillance pour prendre en compte les constatations faites lors de la requalification. Article Annexe VII DISPOSITIONS RELATIVES AU SUIVI EN SERVICE DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION DE TYPE ACCESSOIRES DE SÉCURITÉ MENTIONNÉS AU 3° DU III DE L'ARTICLE R. 557-14-1 DU CODE DE L'ENVIRONNEMENT PROTÉGEANT DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES 1. La liste mentionnée au II de l'article R. 557-12-3 du code de l'environnement est complétée par la liste des accessoires de sécurité mentionnés au 3° du III de l'article R. 557-14-1 du code de l'environnement et précise les équipements sous pression nucléaires qu'ils protègent. 2. Les accessoires de sécurité mentionnés au 3° du III de l'article R. 557-14-1 du code de l'environnement sont soumis à des inspections périodiques qui comprennent une vérification extérieure ainsi que, une fois entre deux requalifications périodiques, des essais de fonctionnement adaptés à leur nature. Les échéances de réalisation des inspections périodiques de ces accessoires de sécurité correspondent à celles des équipements sous pression nucléaires qu'ils protègent. Les vérifications et les essais de fonctionnement adaptés à la nature et à la fonction de ces accessoires de sécurité sont réalisés dans les conditions définies aux points 3.2 et au deuxième alinéa du point 3.4 de l'annexe V du présent arrêté. Les résultats de ces contrôles sont intégrés aux comptes rendus d'inspection périodique des équipements sous pression nucléaires qu'ils protègent et selon les mêmes dispositions que celles définies au point 3.5 de l'annexe V du présent arrêté. 3. Les dispositions applicables aux interventions sur les accessoires de sécurité mentionnés au 3° du III de l'article R. 557-14-1 du code de l'environnement sont celles définies dans l'arrêté relatif aux équipements sous pression et récipients à pression simples pris en application de l'article. R. 557-14-6. 4. Les accessoires de sécurité mentionnés au 3° du III de l'article R. 557-14-1 du code de l'environnement de catégorie IV sont soumis à un contrôle de mise en service, à l'exception de ceux associés à des équipements sous pression nucléaires de catégorie 0 et de niveau N1 ou de catégorie 0, I, II ou III et de niveau N2 ou de niveau N3. Ce contrôle de mise en service est destiné à vérifier leur aptitude à assurer leur fonction de protection contre le dépassement des limites admissibles et, le cas échéant, l'existence des déclarations de conformité. A l'issue de ce contrôle, l'organisme habilité remet à l'exploitant une attestation de contrôle de mise en service. L'exploitant adresse une copie de cette attestation à l'Autorité de sûreté nucléaire. 5. Les accessoires de sécurité mentionnés au 3° du III de l'article R. 557-14-1 du code de l'environnement qui protègent des équipements sous pression nucléaires soumis à requalification périodique font l'objet, lors de cette requalification périodique, d'une vérification qui comporte les opérations nécessaires à garantir : -leur état intérieur et extérieur ; -leur conformité aux états descriptifs ou aux notices d'instructions des équipements qu'ils protègent ; -leur aptitude à assurer leur fonction de protection contre le dépassement des limites admissibles. Les résultats de la vérification de ces accessoires de sécurité sont intégrés aux procès-verbaux de requalification des équipements sous pression nucléaires qu'ils protègent et selon les mêmes dispositions que celles définies aux points 2.6 et 2.7 de l'annexe VI du présent arrêté.