text: 732.112.1 Ordonnance du DETECsur les hypothèses de risque et sur les mesures de sûreté pour les installations et les matières nucléairesdu 16 avril 2008 (Etat le 1er mai 2008)Le Département fédéral de l’environnement, des transports, de l’énergie et de la communication,vu l’art 9, al. 3, de l’ordonnance du 10 décembre 2004 sur l’énergie nucléaire (OENu)1,arrête:1 RS 732.11Section 1 Objet et objectifs de protection  Art. 1 Objet  La présente ordonnance fixe les principes s’appliquant aux hypothèses de risque et aux mesures de sûreté de nature architecturale, technique, organisationnelle et administrative requises pour atteindre les objectifs de protection.Art. 2 Objectifs de protection  1 Les objectifs de protection sont:a. la protection des installations nucléaires contre les actes illicites;b. la protection des matières nucléaires contre le vol et les actes illicites;c. la protection de l’homme et de l’environnement contre des dommages radiologiques causés par des actes illicites.2 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter une installation nucléaire ou d’une autorisation de transporter des matières nucléaires doit démontrer que les objectifs de protection sont respectés avec les mesures de sûreté prises.Section 2 Hypothèses de risque  Art. 3 1 Les hypothèses de risque servent de base et de critère pour la sûreté des installations et des matières nucléaires.2 Elles sont fondées notamment sur:a. le terrorisme mondial et l’extrémisme violent;b. la situation de menaces spécifique à la Suisse;c. le potentiel de risque des objets à protéger;d. l’état de la technique d’agression;e. le comportement possible d’auteurs d’actes illicites.3 L’autorité de surveillance selon l’art. 6 OENu (autorité de surveillance) définit dans une directive secrète les hypothèses de risque déterminantes en prenant en considération les catégories de matières nucléaires et les conséquences radiologiques.Section 3 Mesures de sûreté  Art. 4 Mesures de sûreté  Les mesures de sûreté ont notamment pour objectif:a. de dissuader des auteurs potentiels de perpétrer des actes illicites contre des matières ou des installations nucléaires;b. d’assurer un contrôle de l’accès des personnes et des véhicules aux installations nucléaires;c. de contrôler les flux des matières à l’intérieur et hors des zones de sûreté;d. de détecter et d’empêcher l’accès non autorisé aux zones de sûreté;e. de créer de bonnes conditions pour l’intervention de la police.Art. 5 Mesures de sûreté de nature architecturale et technique  1 Les mesures de sûreté de nature architecturale, sont régies par les principes décrits à l’annexe 2 OENu.2 Les mesures de sûreté de nature technique comprennent notamment des systèmes de détection, de communication et de contrôle d’accès.3 L’autorité de surveillance règle les détails dans une directive secrète.Art. 6 Mesures de sûreté de nature organisationnelle et administrative  1 Les mesures de sûreté de nature organisationnelle et administrative comprennent notamment:a. l’organisation de la sûreté;b. les réglementations relatives aux contrôles des entrées dans l’installation et des sorties de l’installation des personnes, des véhicules et des matières;c. les accords et les exercices avec la police;d. les accords et les exercices avec l’armée.2 L’autorité de surveillance règle les détails dans une directive secrète.Section 4 Collaboration entre services fédéraux  Art. 7 Services de renseignements  1 Les services de renseignements suisses mettent à la disposition de l’autorité de surveillance les bases pour formuler des hypothèses de risque.2 Ils l’informent régulièrement des menaces encourues. Ils lui communiquent sans délai toute modification importante de la situation survenant à court terme.3 L’autorité de surveillance règle dans un contrat la collaboration et l’échange d’informations avec les services de renseignements.Art. 8 Centrale nationale d’alarme  L’autorité de surveillance règle dans un contrat la collaboration et l’échange d’informations avec la Centrale nationale d’alarme, notamment en ce qui concerne les transports de matières nucléaires.Section 5 Entrée en vigueur  Art. 9 La présente ordonnance entre en vigueur le 1er mai 2008.


type: legislation

jurisdiction: Switzerland

text: 732.112.2 Ordonnance du DETECsur les hypothèses de risque et sur l’évaluation de la protection contre les défaillances dans les installations nucléairesdu 17 juin 2009 (Etat le 1er février 2019)Le Département fédéral de l’environnement, des transports, de l’énergie et de la communication (DETEC),vu l’art. 8, al. 6, de l’ordonnance du 10 décembre 2004 sur l’énergie nucléaire1,arrête:1 RS 732.11Chapitre 1 Dispositions générales  Art. 1 Définitions  Au sens de la présente ordonnance, on entend par:a.2défaillance dans le cadre des règles de dimensionnement: incident au cours duquel le comportement conforme à la conception des systèmes de sécurité empêche toute dispersion inadmissible de substances radioactives et toute irradiation inadmissible des personnes; ce type de défaillance peut être réparti dans les catégories suivantes:1.défaillances de catégorie 1: défaillances qui ne sont pas dues à des événements naturels et dont la fréquence est inférieure ou égale à 10-1 et supérieure à 10-2 par an,2.défaillances de catégorie 2: défaillances qui ne sont pas dues à des événements naturels et dont la fréquence est inférieure ou égale à 10-2 et supérieure à 10-4 par an et défaillances dues à des événements naturels dont la fréquence est de 10-3 par an,3.défaillances de catégorie 3: défaillances qui ne sont pas dues à des événements naturels et dont la fréquence est inférieure ou égale à 10-4 et supérieure à 10-6 par an et défaillances dues à des événements naturels dont la fréquence est de 10-4 par an;b.défaillance hors dimensionnement: développement d’un incident qui, au vu de l’événement initiateur ou du type et du nombre de dysfonctionnements supplémentaires, dépasse le cadre de la conception; on ne peut pas exclure que des substances radioactives soient libérées dans des quantités présentant un danger;c.concept de défense en profondeur: concept de sécurité comprenant des mesures de protection successives, échelonnées sur plusieurs niveaux et indépendantes les unes des autres qui, en cas d’écart par rapport aux conditions normales d’exploitation, empêchent toute conséquence radiologique inadmissible pour l’environnement et atténuent la dispersion de substances radioactives dans des quantités présentant un danger;d.objectifs fondamentaux de protection: les objectifs fondamentaux de protection visant à assurer la sécurité nucléaire sont:1.la maîtrise de la réactivité,2.le refroidissement des matières nucléaires et des déchets radioactifs,3.le confinement des substances radioactives,4.la limitation de l’exposition aux radiations;e.analyse des défaillances: étude du comportement de l’installation nucléaire en cas de défaillance par des méthodes analytiques l’analyse des défaillances comprend un examen déterministe et probabiliste du développement des incidents l’analyse déterministe des défaillances doit servir à prouver que les mesures de protection prises permettent de maîtriser efficacement un éventail enveloppant de défaillances et à garantir ainsi que les objectifs fondamentaux de protection sont respectés en tant que complément de l’analyse déterministe, l’analyse probabiliste de sécurité sert quant à elle à prouver que les mesures prises en matière de protection contre les défaillances sont suffisamment fiables et équilibrées;f.effets étendus: effets qui ont leur origine à l’intérieur ou à l’extérieur de l’installation et qui, en raison de leur extension spatiale, peuvent endommager plusieurs ouvrages ou équipements.2 Nouvelle teneur selon le ch. II de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187).Art. 2 Respect des objectifs fondamentaux de protection  1 Le requérant d’une autorisation de construire ou d’une autorisation d’exploiter (requérant) ou le détenteur d’une autorisation d’exploiter une installation nucléaire (détenteur d’autorisation) doit démontrer au moyen d’une analyse déterministe des défaillances que les objectifs fondamentaux de protection sont respectés.2 Pour démontrer que la protection contre les défaillances est suffisante, il convient de prendre en compte au moins les hypothèses de risque énumérées aux art. 3 à 6.3 Les objectifs fondamentaux de protection sont considérés comme respectés si les critères énoncés aux art. 7 et 8 sont remplis, sauf pour les centrales nucléaires, qui doivent en outre satisfaire aux critères techniques énumérés aux art. 9 à 11.4 L’autorité de surveillance est chargée de définir les exigences relatives à l’analyse déterministe des défaillances dans des directives.Chapitre 2 Hypothèses de risque  Section 1 Hypothèses de risque pour les installations nucléaires  Art. 3 Hypothèses générales de risque  1 Le requérant ou le détenteur d’autorisation doit faire des hypothèses motivées sur:a.le champ des défaillances contre lesquelles des mesures de protection doivent être prises;b.la nature et l’ampleur des contraintes que les défaillances imposent à l’installation;c.la fréquence d’occurrence des défaillances.2 Pour ce faire, il doit tenir compte du type d’installation nucléaire et du site.Art. 4 Hypothèses de risque pour les défaillances et agressions d’origine interne à l’installation  1 Le requérant ou le détenteur d’autorisation doit au moins prendre en compte et évaluer les conséquences suivantes pour les défaillances et agressions ci-après ayant leur origine à l’intérieur de l’installation:a.incidents de réactivité: excursions de puissance, irradiation;b.incendie: gaz chauds, fumée, rayonnement thermique;c.inondation: pression hydrodynamique sur les bâtiments et courts-circuits dans les installations électriques;d.défaillances de composants: effets mécaniques sur les ouvrages et sur les équipements;e.fausses manœuvres du personnel: libération directe de substances radioactives, déclenchement de défaillances et difficulté accrue à les maîtriser;f.erreur de manipulation de matières radioactives: contamination;g.panne ou dysfonctionnement de systèmes d’exploitation: déclenchement de défaillances;h.panne ou dysfonctionnement de systèmes de sécurité: déclenchement de défaillances et atteinte à l’intégrité de barrières;i.explosions: onde de choc, rayonnement thermique et incendie;j.chute de lourdes charges: endommagement de structures ou d’équipements.2 Il doit prendre en compte et évaluer, parmi les conséquences possibles, les risques dus à des effets étendus ou de propagation, en particulier en cas d’incendie, d’explosion, d’échappement de vapeur ou d’inondation à l’intérieur d’une installation.3 Il doit envisager l’hypothèse que des substances inflammables prennent feu si elles ne font pas l’objet d’une protection particulière. L’existence d’un risque d’incendie n’a pas à être présumée dans les secteurs d’installations rendus inertes.4 Lors de la détermination des risques induits par les inondations, il doit prendre en compte non seulement l’inventaire des systèmes d’adduction d’eau directement concernés mais aussi les possibilités de leur réalimentation automatique.Art. 5 Hypothèses de risque pour les défaillances et agressions d’origine externe à l’installation  1 Le requérant ou le détenteur d’autorisation doit au moins prendre en compte et évaluer les conséquences suivantes pour les défaillances et agressions ci-après ayant leur origine à l’extérieur de l’installation:a.tremblement de terre: oscillations du sol, affaissement du sol, glissement de terrain, destruction d’installations proches susceptible de compromettre la sécurité de l’installation nucléaire, perte de systèmes auxiliaires et de systèmes d’alimentation du site non parasismiques, incendie et inondation;b.inondation: crue soudaine touchant des bâtiments, pénétration d’eau dans des bâtiments et affouillement de bâtiments;c.chute d’avion: ébranlement des équipements et structures induit par la chute, incendie du carburant (y c. développement de fumée), explosions et impact lié aux débris;d.conditions météorologiques extrêmes: perte des systèmes auxiliaires et des systèmes d’alimentation non conçus pour résister à de telles conditions ainsi que charges dues à la pression du vent et à la température s’exerçant sur les bâtiments;e.foudre: surtension dans les installations électriques;f.explosions: onde de choc et onde thermique;g.incendie: gaz chauds, fumée et rayonnement thermique.2 Il doit prendre en compte et évaluer, parmi les conséquences possibles, les risques induits par des effets étendus ou de propagation.3 Il doit déterminer les risques de défaillances dues à des causes naturelles telles que tremblement de terre, inondation et conditions météorologiques extrêmes au moyen d’une analyse probabiliste des risques. A cet effet, les données historiques obtenues grâce aux connaissances scientifiques actuelles et les changements prévisibles des facteurs d’influence déterminants doivent être pris en compte et évalués.4 …35 Afin de démontrer que la protection contre les chutes d’avion est suffisante, il doit prendre en compte le type d’avion civil ou militaire en service au moment du dépôt de la demande d’autorisation de construire, qui est, selon des hypothèses réalistes, susceptible de provoquer les charges de choc les plus élevées sur les bâtiments.3 Abrogé par le ch. II de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, avec effet au 1er fév. 2019 (RO 2019 187).Section 2 Hypothèses supplémentaires de risque pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère Art. 6 1 Pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère, le requérant ou le détenteur d’autorisation doit au moins prendre en compte et évaluer les conséquences suivantes pour les défaillances ci-après ayant leur origine à l’intérieur de la centrale nucléaire:a.fuites ou brèches dans le circuit de refroidissement du réacteur (perte du réfrigérant): refroidissement insuffisant des assemblages combustibles, montée de pression, de température et d’humidité, forces de jet et de réaction, inondation, libération de substances radioactives et formation de gaz inflammables;b.fuites ou brèches dans le système de vapeur vive ou d’eau alimentaire à l’intérieur et à l’extérieur du bâtiment du réacteur: montée de pression, de température et d’humidité, forces de jet et de réaction, inondation, libération de substances radioactives;c.fuites ou brèches dans les conduites reliées à la piscine de stockage d’assemblages combustibles: refroidissement insuffisant des assemblages combustibles, inondation, libération de substances radioactives et formation de gaz inflammables;d.erreurs de manipulation d’assemblages combustibles: endommagement de barres de combustibles, faible couverture d’eau d’un assemblage combustible.2 Il doit justifier les hypothèses relatives à la grandeur et à la situation de la brèche en se fondant sur les mesures prises en matière de dimensionnement, de construction et de maintenance.Chapitre 3  Critères pour évaluer la protection contre les défaillances dans les limites du dimensionnement Section 1 Critères pour les installations nucléaires  Art. 74 Critères radiologiques   Le requérant ou le détenteur d’autorisation doit démontrer pour chaque défaillance envisagée que:a.les valeurs de dose visées à l’art. 8, al. 4 et 4bis, de l’ordonnance du 10 décembre 2004 sur l’énergie nucléaire5 et à l’art. 125, al. 5, de l’ordonnance du 26 avril 2017 sur la radioprotection6 sont respectées;b.l’exposition aux radiations en cas de défaillances est limitée par des mesures conformément à l’art. 9 de la loi du 22 mars 19917 sur la radioprotection.4 Nouvelle teneur selon le ch. II de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187).5 RS 732.116 RS 814.5017 RS 814.50Art. 8 Critères techniques  1 Le requérant ou le détenteur d’autorisation doit démontrer pour chaque défaillance envisagée que les mesures organisationnelles et techniques de protection prises pour mettre en œuvre le concept de la défense en profondeur sont efficaces.2 Il doit en particulier montrer que les ouvrages et équipements nécessaires peuvent supporter les charges induites par les défaillances envisagées.Section 2 Critères techniques supplémentaires pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère Art. 9 Défaillances de catégorie 1  Pour les centrales nucléaires avec réacteur à eau légère, le requérant ou le détenteur d’autorisation doit démontrer pour les défaillances de catégorie 1 qu’à tout moment:a.la sous-criticité est assurée;b.un transfert thermique suffisant est assuré des gaines des barres de combustible au réfrigérant;c.de telles défaillances ne peuvent pas porter atteinte à l’intégrité des barrières suivantes:1.les gaines des barres de combustible,2.le circuit de refroidissement du réacteur (pas de sollicitation des dispositifs de protection contre les surpressions),3.l’enceinte de confinement primaire.Art. 10 Défaillances de catégorie 2  Le requérant ou le détenteur d’autorisation doit démontrer pour les défaillances de catégorie 2 qu’à tout moment:a.la sous-criticité est assurée;b.un transfert thermique suffisant est assuré des gaines des barres de combustible au réfrigérant;c.de telles défaillances ne peuvent pas porter atteinte à l’intégrité des barrières suivantes:1.les gaines des barres de combustible,2.l’enceinte de confinement primaire.Art. 11 Défaillances de catégorie 3  Le requérant ou le détenteur d’autorisation doit démontrer pour les défaillances de catégorie 3 que:a.la sous-criticité peut ne pas être assurée tout au plus pendant une courte période;b.le transfert thermique des gaines des barres de combustible au réfrigérant n’est entravé que tout au plus localement et pendant une courte période;c.l’intégrité d’au moins une des barrières visées à l’art. 9, let. c, est assurée à tout moment.Chapitre 4 Critères pour évaluer la protection contre les défaillances hors dimensionnement Art. 12 1 Le requérant ou le détenteur d’autorisation doit démontrer que:a.pour les centrales nucléaires existantes, la fréquence d’occurrence de dommages au cœur est inférieure à 10-4 par an;b.si la fréquence d’occurrence de dommages au cœur est comprise entre 10-4 et 10-5 par an pour les centrales nucléaires existantes, toutes les mesures appropriées ont été prises;c.les contributions au risque des défaillances hors dimensionnement sont équilibrées;d.la fréquence d’occurrence de libération de substances radioactives dans des quantités présentant un danger est nettement inférieure à la fréquence d’occurrence de dommages au cœur.2 Pour ce faire, il doit s’appuyer sur une analyse probabiliste de la sécurité.3 L’autorité de surveillance est chargée de définir dans des directives les exigences que doit remplir l’analyse probabiliste de sécurité.Chapitre 5 Installations nucléaires en exploitation  Art. 13 En cas d’admission de nouvelles hypothèses de risque ou en cas de modification des hypothèses de risque sur lesquelles repose l’autorisation de construire, le détenteur d’autorisation doit procéder à une analyse déterministe des défaillances et à une analyse probabiliste de sécurité en se fondant sur les nouvelles hypothèses, et évaluer leurs conséquences sur la sécurité de l’installation et en particulier sur les risques liés à son exploitation.Chapitre 6 Entrée en vigueur  Art. 14 La présente ordonnance entre en vigueur le 1er août 2009.


text: 732.114.5 Ordonnance du DETECsur la méthode et sur les standards de vérification des critères de la mise hors service provisoire d’une centrale nucléairedu 16 avril 2008 (Etat le 1er février 2019)Le Département fédéral de l’environnement, des transports, de l’énergie et de la communication,vu l’art. 44, al. 2, de l’ordonnance du 10 décembre 2004 sur l’énergie nucléaire (OENu)1,arrête:1 RS 732.11Section 12 Objet 2 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187). Art. 1 La présente ordonnance réglemente la méthode et les standards de vérification des critères visés à l’art. 44, al. 1, OENu3.3 RS 732.11Section 2 Refroidissement du cœur du réacteur4 4 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187). Art. 2 Vérification du refroidissement du cœur du réacteur5  1 Le détenteur d’une autorisation d’exploitation (détenteur de l’autorisation) est tenu de vérifier sans délai le refroidissement du cœur du réacteur:6a.7lorsqu’il doit supposer que le critère visé à l’art.  44, al. 1, let. a, OENu  est rempli;b.lorsque des événements survenus ou des constats effectués dans sa centrale nucléaire sont classés au niveau 1 ou à un niveau supérieur sur l’échelle internationale des événements nucléaires INES conformément à l’annexe 6, ch. 2 OENu;c.lorsque des événements survenus ou des constats effectués dans une autre centrale nucléaire suisse ou étrangère sont classés au niveau 2 ou à un niveau supérieur sur l’échelle internationale des événements nucléaires INES au sens de l’annexe 6, ch. 2 OENu;d.lorsque l’autorité de surveillance l’ordonne en vertu de l’art. 6 OENu.2 Il communique dans les meilleurs délais le résultat de l'examen à l’autorité de surveillance.3 L’autorité de surveillance est chargée de régler dans des directives les exigences à respecter pour la vérification du refroidissement du cœur du réacteur.85 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187).6 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187).7 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187).8 Introduit par le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187).Art. 39 9 Abrogé par le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, avec effet au 1er fév. 2019 (RO 2019 187).Section 3 Intégrité du circuit primaire10 10 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187). Art. 4 Fragilisation de la cuve du réacteur  1 Le détenteur de l’autorisation est tenu de déterminer périodiquement la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience ainsi que la valeur effective du palier ductile de la résilience des matériaux composant la cuve du réacteur au moyen d’essais de résilience ou de mécanique de rupture.2 Les normes de l’USNRC11 sont les règles techniques reconnues pour déterminer la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience et la valeur effective du palier ductile de la résilience au moyen d’essais de résilience ou de mécanique de rupture.3 Le détenteur de l’autorisation doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire:a.lorsque la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience atteint 93°C à un quart de l’épaisseur de la paroi à partir de la face intérieure, oub.lorsque la valeur effective du palier ductile de la résilience déterminée au moyen d’essais de résilience devient inférieure à 68 Joules.11 United States Nuclear Regulatory Commission: Regulatory Guide 1.99 Rev.2Art. 5 Fissures dans l’enveloppe du circuit primaire  1 Le détenteur de l’autorisation est tenu de vérifier périodiquement si les équipements mécaniques sous pression de la classe de sécurité 1 selon l’annexe 4, ch. 3.1, let. a OENu, à l’exception des tuyauteries d’un diamètre nominal inférieur ou égal à 25 mm, présentent des fissures et de contrôler en permanence s’ils présentent des fuites.2 Il doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire si des fissures traversant la paroi sont constatées.Art. 6 Epaisseur de la paroi de l’enveloppe du circuit primaire  1 Le détenteur de l’autorisation est tenu de vérifier périodiquement si l’épaisseur de la paroi des équipements mécaniques sous pression de la classe de sécurité 1 selon l’annexe 4, ch. 3.1, let. a OENu, à l’exception des tuyauteries d’un diamètre nominal inférieur ou égal à 25 mm, diminue.2 Les normes du code ASME12 sont les règles techniques reconnues pour déterminer l’épaisseur minimale de la paroi.3 Le détenteur de l’autorisation doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire lorsque l’épaisseur de la paroi est inférieure à l’épaisseur minimale calculée pour la pression de la conception (sans suppléments, avec un coefficient de sécurité égal à 1.0).12 American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III, Subsection NE, NE-3640, édition 2004Art. 6a13 Examen immédiat du circuit primaire  En cas d’événements ou de constats ou si l’autorité de surveillance l’ordonne, le détenteur doit procéder immédiatement à la détermination des valeurs prévue à l’art. 4 et aux vérifications visées aux art. 5 et 6.13 Introduit par le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187).Section 4 Intégrité de l’enceinte de confinement14 14 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187). Art. 7 Epaisseur de la paroi de l’enceinte à pression en acier  1 Le détenteur de l’autorisation est tenu de vérifier périodiquement si l’épaisseur de la paroi de l’enceinte à pression en acier diminue.2 Les normes du code ASME15 sont les règles techniques reconnues pour déterminer l’épaisseur minimale de la paroi de l’enceinte à pression en acier.3 Le détenteur de l’autorisation doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire lorsque l’épaisseur de la paroi est inférieure à l’épaisseur minimale calculée pour la pression de la conception (sans suppléments, avec un coefficient de sécurité égal à 1.0).15 American Society of Mechanical Engineers, Boiler and Pressure Vessel Code, ASME III, Subsection NE, NE-3320, édition 2004Art. 8 Fissures et effritement de l’enveloppe en béton  1 Le détenteur de l’autorisation doit vérifier périodiquement l’état de l’enveloppe en béton du confinement.2 Il doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire lorsque des fissures de plus de 0,5 mm de largeur et des effritements:a.endommagent plus de 20 % de la surface en béton, oub.endommagent plus de 10 % de la surface en béton dans le secteur des éléments de construction précontraints.Art. 8a16 Examen immédiat de l’enceinte de confinement  En cas d’événements ou de constats ou si l’autorité de surveillance l’ordonne, le détenteur doit procéder immédiatement aux vérifications visées aux art. 7 et 8.16 Introduit par le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187).Section 5 Entrée en vigueur17 17 Nouvelle teneur selon le ch. I de l’O du DETEC du 7 déc. 2018, en vigueur depuis le 1er fév. 2019 (RO 2019 187). Art. 9 La présente ordonnance entre en vigueur le 1er mai 2008.


text: 732.12 Ordonnancesur l’application de garanties(OAGa)du 4 juin 2021 (Etat le 1er juillet 2021)Le Conseil fédéral suisse,vu l’art. 101, al. 1, de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire (LENu)1, vu les art. 4, 11 et 22, al. 1, de la loi du 13 décembre 1996 sur le contrôle des biens (LCB)2, vu les art. 17, al. 2, et 47, al. 1, de la loi du 22 mars 1991 sur la radioprotection (LRaP)3,arrête:1 RS 732.12 RS 946.2023 RS 814.50Section 1 Dispositions générales  Art. 1 Objet et but  1 La présente ordonnance règle en particulier l’exécution de l’Accord du 6 septembre 1978 entre la Confédération suisse et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application de garanties dans le cadre du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires4 (accord de garanties) et de son protocole additionnel du 16 juin 20005.2 Elle vise à ce que les matières et les activités soumises à l’accord de garanties servent uniquement des buts pacifiques.4 RS 0.515.0315 RS 0.515.031.1Art. 2 Champ d’application  1 La présente ordonnance s’applique:a. aux matières suivantes:1. matières brutes visées à l’art. 1, al. 1, let. a, de l’ordonnance du 10 décembre 2004 sur l’énergie nucléaire (OENu)6 et matières fissiles spéciales au sens de l’art. 1, al. 1, let. b, OENu,2. déchets radioactifs contenant des matières au sens du ch. 1, 3. minerais dont est extrait l’uranium ou le thorium;b. aux installations dans lesquelles sont utilisées ou entreposées des matières visées à la let. a:1.  réacteurs de recherche et installations critiques,2. réacteurs de puissance,3. entrepôts, en particulier centres de stockage intermédiaire,4.  dépôts en couches géologiques profondes,5. autres installations visées à l’art. 3, let. a;c. aux installations suivantes dans lesquelles ne sont pas encore ou ne sont plus utilisées ou entreposées des matières visées à la let. a:1.  installations visées à la let. b, en planification ou en construction,2. installations visées à la let. b, mises à l’arrêt;d. aux emplacements hors installation dans lesquels sont utilisées ou entreposées des matières visées à la let. a;e. aux équipements nucléaires dont la production, le montage et la construction doivent être déclarés au sens de l’annexe 1, ainsi qu’à la production et à l’enrichissement d’eau lourde et de deutérium au sens de l’annexe 1;f. à la possession, à l’importation et l’exportation et au transport de matières visées à la let. a;g. aux activités de recherche-développement liées au cycle du combustible nucléaire;h. à l’exploration ou à l’exploitation de mines d’uranium et de thorium.2 Elle s’applique:a. au territoire douanier suisse;b. aux entrepôts douaniers ouverts suisses;c. aux entrepôts suisses de marchandises de grande consommation;d. aux dépôts francs sous douane suisses, ete. aux enclaves douanières suisses.6 RS 732.11Art. 3 Définitions  1 Au sens de la présente ordonnance, on entend par:a. installation (facility): un réacteur, une installation critique, une usine de transformation, une usine de fabrication de combustible, une usine de retraitement, une usine d’enrichissement, une installation de stockage ou tout autre établissement où sont habituellement utilisées des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, en quantités dépassant un kilogramme effectif;b. emplacement hors installation (location outside facilities): tout établissement qui ne s’inscrit pas dans le périmètre d’une installation, où sont habituellement utilisées ou entreposées des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, en quantités ne dépassant pas un kilogramme effectif;c. site: la zone englobant les bâtiments et les infrastructures nécessaires à l’exploitation d’une installation ou d’un emplacement hors installation ; s’applique également aux installations mises à l’arrêt ou aux emplacements hors installation mis à l’arrêt, dans la mesure où des cellules chaudes s’y trouvent encore ou que des activités liées à la transformation, à l’enrichissement, à la fabrication de combustible ou au retraitement y ont été menées; d. installation mise à l’arrêt (closed-down facility): une installation qui n’est plus en service et qui ne renferme plus de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, mais où subsistent les structures et les équipements essentiels servant à manipuler de telles matières;e. installation déclassée (decommissioned facility): une installation dont les structures et les équipements ont été évacués ou rendus inutilisables au point de ne plus pouvoir servir à l’entreposage, à la manipulation, au traitement ni à l’emploi de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a;f. kilogramme effectif: une unité de mesure correspondant:1. dans le cas du plutonium, à son poids en kilogrammes, 2. dans le cas de l’uranium ayant un enrichissement égal ou supérieur à 0,01 (1 %), au produit de son poids en kilogrammes par le carré de l’enrichissement,3. dans le cas de l’uranium ayant un enrichissement inférieur à 0,01 (1 %) mais supérieur à 0,005 (0,5 %), au produit de son poids en kilogrammes par 0,0001,4. dans le cas de l’uranium ayant un enrichissement égal ou inférieur à 0,005 (0,5 %) et dans le cas du thorium, au produit de leur poids en kilogrammes par 0,00005;g. uranium fortement enrichi: de l’uranium enrichi dans lequel la proportion d’uranium 233, d’uranium 235 ou des deux isotopes additionnés atteint ou dépasse 20 %;h. lot (batch): une portion de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, traitée comme unité comptable et dont la composition et la quantité sont définies par un ensemble unique de caractéristiques ou de mesures; les matières peuvent être en vrac ou contenues dans un certain nombre d’articles identifiables;i. matières pour lesquelles les garanties ont été levées: des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, pour lesquelles les garanties ont été levées en application de l’art. 11 ou 13 de l’accord de garanties7;j. équipement essentiel: une infrastructure importante servant à l’entreposage, à la manipulation, au traitement ou à l’utilisation de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a; k. échantillonnage de l’environnement: la réalisation de prélèvements d’air, d’eau, de terre ou de plantes, y compris de prélèvements par frottis;l. activités de recherche-développement liées au cycle du combustible nucléaire: des activités portant sur des aspects spécifiques de la mise au point de procédés ou de systèmes, sous réserve de l’al. 2, en particulier:1. la conversion et l’enrichissement de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a,2. la fabrication et le retraitement d’éléments combustibles,3. le développement de réacteurs nucléaires et d’installations critiques,4. le traitement des déchets moyennement et fortement radioactifs contenant du plutonium, de l’uranium fortement enrichi ou de l’uranium 233, sans inclure toutefois le réemballage des déchets ou leur conditionnement à des fins d’entreposage ou d’élimination sans qu’il y ait séparation d’isotopes.2 Ne constituent pas des activités de recherche-développement liées au cycle du combustible nucléaire au sens de l’al. 1, let. 1:a. les travaux liés à la recherche fondamentale théorique et scientifique;b. la recherche et le développement:1. portant sur des applications industrielles pour les radioisotopes, 2. portant sur des applications médicales, hydrologiques et agricoles,3. portant sur les répercussions sur la santé et l’environnement,4. visant une meilleure maintenance.7 RS 0.515.031Art. 4 Compétences  1 La surveillance des mesures de garanties (autorité de surveillance) relève de l’Office fédéral de l’énergie (OFEN). 2 L’OFEN définit, s’il y a lieu, dans des directives, le détail des exigences qui régissent la mise en œuvre des mesures de garanties, en particulier pour les art. 5, 6, 10, 14, 16 et 20.Section 2 Mesures de garanties pour les installations visées à l’art. 2, al. 1, let. b Art. 5 Responsables des garanties  1 Le détenteur d’une autorisation d’exploiter au sens de l’art. 19 LENu (détenteur de l’autorisation) nomme une personne responsable des mesures de garanties et un suppléant (responsables des garanties) et il leur attribue les compétences et les moyens nécessaires.2 Les responsables des garanties doivent connaître les obligations découlant des accords et conventions déterminants passés entre la Suisse et l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA).3 Les nominations doivent être approuvées par écrit par l’OFEN. À cette fin, l’OFEN peut vérifier l’aptitude des personnes nommées.Art. 6 Règlement sur l’application des garanties  1 Le détenteur d’une autorisation élabore un règlement sur l’application des garanties.2 Le règlement est soumis à l’OFEN pour approbation.Art. 7 Définition de zones de bilan matières  1 Le détenteur de l’autorisation définit des zones de bilan matières pour les domaines dans lesquels se trouvent des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a.2 Il délimite chaque zone de bilan matières de façon que la quantité de matières disponible à l’intérieur de la zone et la quantité transportée au-delà des limites de la zone puissent être constatées à tout moment.3 Il subdivise chaque zone de bilan matières de façon que les déplacements de telles matières à l’intérieur de la zone puissent être constatés à tout moment.Art. 8 Prise en compte des mesures de garanties lors de modifications importantes  La mise en œuvre des mesures de garanties est prise en compte dès la planification de modifications importantes (safeguards by design). L’intégration d’instruments de surveillance et de mesure est en particulier prévue afin de permettre une simplification des vérifications de stocks de matières ainsi qu’un suivi constant des déplacements de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a. Art. 9 Obligation de tenir une comptabilité  1 Le détenteur de l’autorisation tient en permanence, pour chaque zone de bilan matières, une comptabilité sur le stock des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a.2 La comptabilité englobe:a. les rapports sur le stock et les variations de stock visés à l’annexe 2, ch. 1.2, pour les matières qui, en raison de leur composition ou de leur pureté, sont propres à la fabrication de combustible ou à l’enrichissement en isotopes;b. l’inventaire des matières qui, en raison de leur composition ou de leur pureté, ne sont pas encore propres à la fabrication de combustible ou à l’enrichissement en isotopes;c. les relevés d’opérations visés à l’annexe 2, ch. 1.3.3 Le système de mesure utilisé pour constater le stock de matières est conforme aux normes internationales les plus récentes ou est équivalent en qualité à ces normes.4 Les documents comptables sont conservés durant au moins 10 ans.Art. 10 Obligation de présenter des rapports  Le détenteur de l’autorisation est tenu de présenter à l’OFEN:a. les renseignements descriptifs concernant l’installation, les informations supplémentaires concernant le site ainsi que les informations relatives aux mesures de garanties prises en compte dès la planification (safeguards by design), visés à l’annexe 2, ch. 1.1, ainsi que les informations sur les principales modifications apportées à l’équipement essentiel;b. les rapports sur les stocks et sur leurs variations visés à l’annexe 2, ch. 1.2;c. les notifications visées à l’annexe 2, ch. 1.2.Section 3 Mesures de garanties pour les installations visées à l’art. 2, al. 1, let. c Art. 11 Mesures de garanties intégrées dès la planification  La mise en œuvre des mesures de garanties visées à l’annexe 2, ch. 1.1 est prise en compte dès la planification de futures installations (safeguards by design). L’intégration d’instruments de surveillance et de mesure est en particulier prévue dans la future installation afin de permettre une simplification des vérifications de stocks de matières ainsi qu’un suivi constant des déplacements de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a.Art. 12 Définition de zones de bilan matières  1 L’ayant droit d’une installation visée à l’art. 2, al. 1, let. c, ch. 1, définit pour l’installation les zones de bilan matières à l’intérieur desquelles les matières au sens de l’art. 2, al. 1, let. a, sont manipulées.2 Il délimite chaque zone de bilan matières de façon que la quantité de matières disponible à l’intérieur de la zone et la quantité transportée au-delà des limites de la zone puissent être constatées à tout moment.3 Il doit définir des points de mesure principaux (Key Measurement Points, KMPs) à l’intérieur d’une zone de bilan matières de façon que les déplacements de ces matières à l’intérieur de la zone puissent être constatés à tout moment. Art. 13 Responsable de la présentation des rapports et de la conduite des inspections  L’ayant droit visé à l’art. 12, al. 1, désigne un responsable de la présentation des rapports et de la conduite des inspections et lui attribue les compétences et les moyens nécessaires. Art. 14 Obligation de présenter des rapports  1 Le responsable visé à l’art. 13 remet à l’OFEN les rapports mentionnés à l’annexe 2, ch. 2.2 Il déclare à l’OFEN chaque trimestre les équipements essentiels ayant été démontés ou rendus inutilisables dans les installations mises à l’arrêt. 3 L’obligation d’établir des rapports prend fin dès que l’AIEA désigne l’installation comme étant déclassée pour les mesures de garanties sur la base des indications visées à l’al. 2.Section 4 Mesures de garanties lors de la production, du montage et de la construction de certains équipements nucléaires, ainsi que lors de la production et de l’enrichissement d’eau lourde et de deutérium Art. 15 1 Quiconque exerce des activités visées à l’annexe 1 les déclare à l’OFEN sur une base annuelle. Ces déclarations sont faites au plus tard le 31 mars de l’année suivante.2 Les déclarations doivent contenir des indications relatives au lieu, à la nature et à l’ampleur des activités.Section 5 Mesures de garanties concernant l’importation et l’exportation, le transport de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, et la comptabilité des telles matières se trouvant à l’étranger Art. 16 Obligation de déclarer l’importation, l’exportation et le transport de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, en provenance ou à destination d’installations  Quiconque importe, exporte ou transporte à l’intérieur du pays des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, en provenance ou à destination d’une installation déclare à l’OFEN la quantité, la forme physique, la composition chimique et l’utilisation prévue au plus tard 30 jours avant le transport. Sont réservées les obligations relatives à l’autorisation au sens de l’art. 6, al. 1, LENu.Art. 17 Livraisons assimilées aux importations ou aux exportations  Sont assimilées aux importations ou aux exportations les livraisons en provenance ou à destination:a. de représentations diplomatiques ou consulaires;b. d’organisations internationales;c. d’entrepôts douaniers ouverts, d’entrepôts de marchandises de grande consommation, de dépôts francs sous douane ou d’enclaves douanières.Art. 18 Comptabilité des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, ch. 1, se trouvant à l’étranger  1 Le propriétaire de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, ch. 1, destinées au cycle du combustible nucléaire qui se trouvent à l’étranger tient une comptabilité de ses stocks. Il déclare:a.  s’il s’agit d’uranium naturel, d’uranium appauvri, d’uranium enrichi, de thorium ou de plutonium;b. la quantité arrondie au kilogramme entier;c. le lieu d’entreposage et l’adresse de la personne responsable de l’entreposage ;d.  la composition chimique;e.  la forme physique, etf.  l’utilisation prévue.2 Il déclare annuellement à l’OFEN l’état des stocks à la fin de l’année civile, au plus tard le 31 mars de l’année suivante.Section 6 Mesures de garanties particulières  Art. 19 Obligation de déclarer la possession de matières contenues dans des déchets nucléaires pour lesquelles les garanties ont été levées  1 Quiconque possède du plutonium, de l’uranium fortement enrichi ou de l’uranium 233 contenus dans des déchets moyennement ou hautement radioactifs et pour lesquels les garanties ont été levées, en déclare annuellement le lieu d’entreposage.2 La déclaration porte sur le lieu d’entreposage à la fin de l’année civile et est soumise à l’OFEN au plus tard le 31 mars de l’année suivante.3 Toute transformation des déchets impliquant la séparation en isotopes doit être préalablement annoncée à l’OFEN. Le réemballage des déchets ou leur conditionnement à des fins d’entreposage ou d’élimination n’est pas considéré comme une transformation au sens du présent article.Art. 20 Obligation de déclarer la possession ainsi que l’importation et l’exportation de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, sur, vers ou en provenance d’un emplacement hors installation  1 Quiconque, sur un emplacement hors installation, possède des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, qui sont soumises à autorisation de l’Office fédéral de la santé publique (OFSP) en vertu de l’ordonnance du 26 avril 2017 sur la radioprotection8, ou en modifie le stock, déclare à l’OFEN la quantité, la forme physique, la composition chimique ainsi que le lieu d’entreposage et l’utilisation prévue. L’OFSP communique à l’OFEN les coordonnées des détenteurs d’autorisation.2 Après consultation de l’OFSP, l’OFEN définit dans une directive l’étendue, la périodicité et la forme de ces déclarations.3 Quiconque importe, exporte ou transporte à l’intérieur du pays plus de 1000 kilogrammes de telles matières par trimestre déclare à l’OFEN, au plus tard 30 jours avant le transport, la quantité, la forme physique, la composition chimique et l’utilisation prévue.8 RS 814.501Art. 21 Matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, exemptées de mesures de garanties  1 Sur demande, l’OFEN peut obtenir de l’AIEA une exemption des garanties en application de l’accord de garanties9 pour des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a.2 Quiconque possède des matières exemptées déclare à l’OFEN, une fois par an, leur quantité, leur forme physique et leur composition chimique ainsi que leur lieu d’entreposage et l’utilisation prévue.3 La déclaration portant sur le stock en fin d’année civile et sur ses variations en cours d’année est soumise à l’OFEN au plus tard le 31 mars de l’année suivante.9 RS 0.515.031Art. 22 Exploration ou exploitation de mines d’uranium et de thorium   1 Le détenteur d’une autorisation d’exploration ou d’exploitation d’une mine d’uranium ou de thorium soumet à l’OFEN une copie de son autorisation. Cette obligation s’applique indépendamment du procédé d’extraction employé, que l’uranium ou le thorium constitue le produit principal ou un sous-produit. L’OFEN peut demander des informations complémentaires.2 Les indications suivantes sont soumises à l’OFEN chaque année jusqu’au 31 mars:a. les plans de situation avec coordonnées;b. la capacité de production annuelle maximale (poids d’uranium ou de thorium exprimé en tonnes);c. un récapitulatif des activités menées pendant l’année civile écoulée; d. la quantité extraite pendant l’année civile écoulée (poids d’uranium ou de thorium exprimé en tonnes).Art. 23 Recherche-développement liée au cycle du combustible nucléaire  Quiconque exerce des activités de recherche-développement liées au cycle du combustible nucléaire est tenu:a. de présenter annuellement à l’OFEN jusqu’au 31 mars, un descriptif des activités menées pendant l’année civile écoulée;b. de communiquer à l’OFEN, sur demande, l’identité des personnes qui exercent ces activités.Section 7 Inspections  Art. 24 Objet  1 Des inspections peuvent être réalisées afin de vérifier la mise en œuvre des mesures.2 La vérification peut en particulier viser à déterminer:a.  lors de l’inspection portant sur la mise en œuvre des mesures visées à la section 2, si:1. les renseignements descriptifs fournis correspondent à l’installation,2. les informations supplémentaires fournies correspondent au site,3. la comptabilité est tenue en bonne et due forme,4. les indications contenues dans les rapports visés à l’art. 10 correspondent au stock de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a;b.  lors de l’inspection portant sur la mise en œuvre des mesures visées à la section 3, si: 1.  les rapports ont été établis en bonne et due forme,2. aucune matière visée à l’art. 2, al. 1, let. a, n’est présente,3. la conception de l’installation et la subdivision en zones de bilan matières sont adaptées à la mise en œuvre des mesures de garanties.3 La vérification peut en outre porter sur les déclarations visées aux art. 15 à 22 et sur les indications visées à l’art. 23. Sont exemptées de cette vérification les déclarations portant sur les livraisons visées à l’art. 17.Art. 25 Compétences  1 Les inspections sont effectuées par l’OFEN, au besoin conjointement avec des inspecteurs de l’AIEA.2 L’OFEN peut convenir avec le responsable des garanties que les inspections visées à l’art. 24, al. 2, let. a, sont effectuées par des inspecteurs de l’AIEA sans la participation de l’OFEN.3 L’OFEN peut faire appel à d’autres organes fédéraux, à des organisations compétentes ou à des spécialistes. Le personnel des organisations compétentes et les spécialistes sont tenus au secret de fonction au sens de l’art. 320 du code pénal10.10 RS 311.0Art. 26 Obligation de tolérer et de coopérer  Les ayants droit de biens-fonds ou de locaux soumis à la présente ordonnance tolèrent les inspections effectuées par l’OFEN et par l’AIEA et y coopèrent. Ils sont notamment tenus:a. de donner accès, même sans préavis:1. aux installations visées à l’art. 2, al. 1, let. b, à l’OFEN et aux inspecteurs de l’AIEA,2. aux installations visées à l’art. 2, al. 1, let. c, à l’OFEN;b. de fournir des informations sur:1. le lieu de l’inspection, 2. les activités qui y sont menées,3. les mesures de sécurité requises pour l’inspection, et4. l’administration et la logistique correspondantes;c. de mettre à disposition des moyens de télécommunication, des locaux de travail équipés de raccordements électriques et des moyens de transport sur le lieu de l’inspection, dans la mesure où ces dispositions sont nécessaires au bon déroulement de l’inspection;d. d’autoriser l’introduction des moyens informatiques nécessaires au bon déroulement de l’inspection.Art. 27 Principes régissant les inspections  1 L’OFEN prend les mesures de précaution nécessaires à la conduite d’une inspection. Il est notamment tenu:a. de créer les conditions limitant le plus possible le dérangement sur le secteur inspecté;b. d’assurer la sécurité des données et des équipements confidentiels;c. de veiller à une classification sans équivoque des informations rendues accessibles.2 Il décide, après avoir consulté l’ayant droit de biens-fonds ou de locaux soumis à la présente ordonnance, si les inspecteurs de l’AIEA peuvent avoir accès à des informations dignes de protection.3 Il veille, sur demande de l’ayant droit de biens-fonds ou de locaux soumis à la présente ordonnance, à ce que les informations dignes de protection ne quittent pas le secteur inspecté.Art. 28 Prérogatives   Lors des inspections, il doit notamment être possible:a. de visiter et de contrôler les biens-fonds et les locaux pendant les heures usuelles d’exploitation et de bureau;b. de procéder à des vérifications sur les matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a;c. d’apposer et de lever des scellés;d. d’installer, d’entretenir et d’enlever des instruments de surveillance et de mesure;e. de procéder à des contrôles visuels;f. de prendre des photos;g. de prélever des échantillons de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, et de procéder à un échantillonnage de l’environnement;h. d’utiliser des appareils de mesure des rayonnements;i. de consulter des relevés d’opérations et d’autres documents.Art. 29 Restrictions  1 L’OFEN peut restreindre l’activité des inspecteurs de l’AIEA pour:a. satisfaire aux prescriptions de la sécurité au travail, de la radioprotection ou de la sûreté nucléaire;b. protéger des informations dignes de protection.2 Il peut refuser aux inspecteurs de l’AIEA l’accès aux installations dans les cas suivants:a. l’AIEA ne transmet pas à temps les pièces requises, notamment les données personnelles à des fins d’identification, ou n’a pas effectué les clarifications nécessaires;b. le respect des prescriptions de la sécurité au travail ou de la radioprotection ne pourrait pas être garanti.Art. 30 Annonce d’une inspection  1 L’OFEN informe les personnes concernées de la date et de l’heure, du lieu, de l’objet de l’inspection et des participants à celle-ci.2 Pour les inspections inopinées, l’accès à l’installation doit être assuré dans les deux heures qui suivent le préavis.Art. 31 Remboursement des frais, assistance en cas de dommage  1 Les dépenses courantes, en particulier pour la communication de données, et les frais extraordinaires encourus du fait d’une demande de l’AIEA sont remboursés par cette dernière, pour autant que les intéressés en aient fait la demande et que l’AIEA s’y soit préalablement engagée. Les demandes correspondantes peuvent être adressées à l’OFEN.2 Si une personne est lésée lors d’une inspection, la Confédération l’aide, dans la mesure de ses compétences légales, à faire valoir ses prétentions.3 La responsabilité pour les dommages causés par le comportement illicite de représentants de la Confédération se fonde sur la loi du 14 mars 1958 sur la responsabilité11.11 RS 170.32Section 8 Dispositions pénales  Art. 32 Punissabilité au sens de la loi sur l’énergie nucléaire  Est puni en vertu de l’art. 93 LENu quiconque:a. contrevient à l’obligation de déterminer une zone prévue aux art. 7 et 12;b. contrevient à l’obligation de tenir une comptabilité, d’établir des rapports ou de faire des déclarations prévue aux art. 9, 10, 14, 16, 18, 19, 22 et 23;c. contrevient à l’obligation de déclaration prévue à l’art. 21 pour les installations;d. entrave l’exécution des inspections au sens de l’art. 24 destinées à vérifier le respect des obligations de tenir une comptabilité, d’établir des rapports ou de déclarer mentionnées aux let. b et c;e. contrevient, dans le cadre des inspections mentionnées à la let. d, à l’obligation de tolérer et de coopérer prévue à l’art. 26.Art. 33 Punissabilité au sens de la loi sur le contrôle des biens  Est puni en vertu de l’art. 15 LCB quiconque:a. contrevient à l’obligation de déclaration prévue à l’art. 15;b. entrave l’exécution des inspections destinées à vérifier le respect des obligations de déclarer au sens de l’art. 15; c.  contrevient, dans le cadre des inspections mentionnées à la let. b, à l’obligation de tolérer et de coopérer prévue à l’art. 26.Art. 34 Punissabilité au sens de la loi sur la radioprotection  Est puni en vertu de l’art. 44, al. 1, LRaP quiconque:a. contrevient à l’obligation de déclaration prévue à l’art. 20; b. contrevient à l’obligation de déclaration prévue à l’art. 21 pour les emplacements hors installation;c. entrave l’exécution des inspections au sens de l’art. 24 destinées à vérifier le respect des obligations de déclarer mentionnées aux let. a et b; d. contrevient, dans le cadre des inspections mentionnées à la let. c, à l’obligation de tolérer et de coopérer prévue à l’art. 26. Section 9 Dispositions finales  Art. 35 Adaptations effectuées par le DETEC  Le Département fédéral de l’environnement, des transports, de l’énergie et de la communication (DETEC) adapte les annexes 1 et 2 si les engagements internationaux de la Suisse dans le domaine des mesures de garanties l’exigent.Art. 36 Abrogation d’un autre acte  L’ordonnance du 21 mars 2012 sur l’application de garanties12 est abrogée.12 [RO 2012 1703; 2016 2195 annexe 8 ch.2]Art. 37 Entrée en vigueur  La présente ordonnance entre en vigueur le 1er juillet 2021.Annexe 1 (art. 2, al. 1, let. e, et 15, al. 1)Équipements nucléaires, eau lourde et deutérium et activités à déclarer en lien avec ceux-ci Doivent être déclarés:1.  la fabrication de cylindres tubes de rotor et l’assemblage de centrifugeuses à gaz, où:1.1 les cylindres tubes de rotor sont les cylindres à paroi mince décrits à l’annexe 2, partie 1, au numéro de contrôle à l’exportation (NCE) 0B001.b.3, de l’ordonnance du 3 juin 2016 sur le contrôle des biens (OCB)13;1.2 les centrifugeuses à gaz (annexe 2, partie 1, NCE 0B001.b, OCB) présentent les caractéristiques suivantes: 1.2.1 ordinairement, elles se composent d’un ou de plusieurs cylindres à paroi mince, d’un diamètre compris entre 75 mm et 400 mm, 1.2.2 elles sont constituées de composants tournants ayant un rapport résistance-densité si élevé qu’ils peuvent tourner à une grande vitesse périphérique, de l’ordre de 300 m/s ou plus, autour d’un axe de rotation vertical dans une enceinte à vide, 1.2.3 leur fabrication, ainsi que celle de leurs composants, répondent à des tolérances très serrées;2. la fabrication de barrières de diffusion, les barrières de diffusion étant des filtres minces et poreux au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0B001.c.1, OCB;3. la fabrication ou l’assemblage de systèmes à laser comprenant les composants au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0B001.g et h, OCB;4. la fabrication ou l’assemblage de séparateurs électromagnétiques à sources d’ions au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0B001.j.1 à 6, OCB;5. la fabrication ou l’assemblage de colonnes ou d’équipements d’extraction au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0B001.e.1 à 3 et 6 et 0B001.f.1 à 3, OCB;6. la fabrication de tuyères ou de tubes vortex pour la séparation aérodynamique au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0B001.d.1 et 2, OCB;7. la fabrication ou l’assemblage de systèmes générateurs de plasma d’uranium, les systèmes générateurs de plasma d’uranium étant des systèmes de production de plasma d’uranium spécialement conçus ou préparés, pouvant renfermer des canons à électrons de grande puissance à faisceau en nappe ou à balayage, fournissant une puissance au niveau de la cible supérieure à 2,5 kW/cm;8. la fabrication de tubes de zirconium au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0A001.f, OCB;9. la fabrication ou l’enrichissement d’eau lourde ou de deutérium, le deutérium étant l’oxyde de deutérium et tout composé de deutérium dans lequel le rapport atomique deutérium/hydrogène dépasse 1/5000;10. la fabrication de graphite de pureté nucléaire, le graphite de pureté nucléaire désignant du graphite d’une pureté supérieure à cinq parties par million d’équivalent en bore et d’une densité de plus de 1,50 g par cm3;11. la fabrication de conteneurs pour éléments combustibles usés, les conteneurs pour éléments combustibles usés désignant des récipients destinés au transport et/ou à l’entreposage d’éléments combustibles usés qui assurent une protection chimique, thermique et radiologique et qui dissipent la chaleur de décroissance pendant la manipulation, le transport et le stockage;12. la fabrication de barres de commande pour réacteur au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0A001.d, OCB;13. la fabrication de cuves et récipients de sûreté anti-criticité au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0B006, notes c et e, OCB;14. la fabrication de machines à couper les éléments combustibles usés au sens de l’annexe 2, partie 1, NCE 0B006, note b, OCB;15. la construction de cellules chaudes, les cellules chaudes étant des cellules isolées ou interconnectées présentant un volume total d’au moins 6 m3 avec un blindage égal ou supérieur à l’équivalent de 0,5 m de béton d’une densité égale ou supérieure à 3,2 g/cm3, et disposant de matériel de télémanipulation.13 RS 946.202.1Annexe 2 (art. 9, al. 2, 10, 11 et 14, al. 1)1 Obligation de présenter des rapports portant sur les installations visées à l’art. 2, al. 1, let. b  1.1 Renseignements descriptifs et informations supplémentaires  Les renseignements descriptifs et les informations supplémentaires portant sur des installations nouvelles et sur des modifications d’installations ou de sites existants doivent être soumis, si possible en anglais, accompagnés des plans, des croquis et des tableaux nécessaires. Type de rapportContenuPériodicité/délai1.1.1 Renseignements descriptifs (design information questionnaire, DIQ)– Désignation de l’installation indiquant ses caractéristiques essentielles, son objet, sa puissance nominale, son emplacement, son adresse et le nom de la personne responsable– Description du flux des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, et de l’aménagement des équipements importants avec lesquels on utilise, produit ou traite des telles matières– En annexe, plans correspondants de l’installation, avec indication des coordonnées– Description des caractéristiques de l’installation quant à la comptabilité des matières, aux limites territoriales et à la surveillance– Description des procédés appliqués et prévus dans l’installation pour l’enregistrement comptable et le contrôle de telles matières, indiquant en particulier les zones de bilan matières fixées, les opérations de mesure du flux et les modalités de l’inventaire du stockÀ la construction, dans les trois mois à compter de l’autorisation de construire, ou en cas de besoin, selon l’ampleur des modifications1.1.2 Informations supplémentaires– Description générale du site d’une installation incluant l’ensemble des bâtiments avec leurs dimensions extérieures, le nombre d’étages et leur affectation– Sur demande: plans supplémentaires des bâtiments– En annexe à la description: plan d’ensemble indiquant les limites du site ainsi que l’échelle et les coordonnées Rapport unique et, après des modifications, jusqu’au 31 mars de l’année civile suivante1.1.3 Informations relatives aux mesures de garanties prises en compte dans la planification (safeguards by design) – Prise en compte technique et architectonique des mesures de garantiesLors des phases de planification et de construction, en cas de modifications importantes1.2 Rapports sur le stock et les variations de stock de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, et notifications  Les rapports ci-après doivent être établis pour chacune des zones de bilan matières: Type de rapport / notificationContenuPériodicité/délai1.2.1 Préavis (advance notification, AN)– Données sur le transport et les matières à transporter visées à l’art. 2, al. 1, let. aEn cas d’envoi: au moins 30 jours avant le conditionnement en vue de l’envoiEn cas de réception: au moins 30 jours avant la livraison1.2.2 Notes concises (concise notes, CN)– Récapitulatif des explicationsEn cas de besoin, en même temps que les ICR, PIL et MBR correspondants1.2.3 Rapport sur les variations de stock (inventory change report, ICR)– Variations du stockAprès une variation, jusqu’au 15 du mois suivant1.2.4 Notification (notification)– Stock en fin d’année civile et variations de stock en cours d’année civile, utilisation faite ou prévue, forme physique et composition chimique des matières qui, en raison de leur composition ou de leur pureté, ne sont pas encore propres à la fabrication de combustible ou à l’enrichissement en isotopesAu plus tard le 31 mars de l’année suivante– Données sur le conditionnement de telles matièresAu moins 30 jours avant le conditionnement– Informations sur des activités extraordinaires prévues qui concernent ou peuvent concerner les mesures de garantiesAu terme de la planification– Informations concernant des événements ou des constatations à caractère exceptionnel qui concernent ou peuvent concerner les mesures de garantiesAu plus tard 48 heures après la constatation de l’événement1.2.5 Rapport sur le bilan matières (material balance report, MBR)– Inventaire initial des matières – Variations du stock– Stock comptable final– Ecarts entre expéditeur et destinataire– Stock comptable final corrigé– Inventaire final des matières – Différences d’inventaireAnnée civile, 15 jours après inventaire1.2.6 Liste des articles du stock physique de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a (physical inventory listing, PIL)– Liste de chaque lot individuel avec données relatives aux matièresAnnée civile, 15 jours après inventaire1.3 Relevés d’opérations  Les relevés d’opérations sont constamment tenus à jour. Type de relevéContenu1.3.1 Aperçu global (general ledger)– Pour toute variation de stock, on indiquera la date et l’heure et la zone de bilan matières où des matières ont été prises ou déposées1.3.2 Liste des articles (item list)– Liste des articles isolés– Attribution des articles à un lot– Identification des articles– Spécifications des articles– Emplacements des articlesRemarque: La liste des articles sera jointe à la liste des articles du stock physique (PIL).1.3.3 Relevés d’opérations supplémentaires– Ils contiendront, pour chaque zone de bilan matières, dans la mesure où l’installation est concernée, des indications sur:a. les données d’exploitation permettant de constater les variations de la quantité et de la composition des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. ab. tous les résultats d’opérations de mesure utilisés pour établir l’inventaire des matièresc. toutes les adaptations et corrections opérées, concernant des variations de stock, les stocks comptables et les stocks physiquesd. les données recueillies lors de l’étalonnage de récipients et d’instruments, lors du prélèvement d’échantillons et lors d’analyses, lors des procédures de contrôle de la qualité des opérations de mesure et lors de l’évaluation consécutive des erreurs tant fortuites que systématiquese. une description du déroulement de la préparation et de l’exécution d’un inventaire des matières, afin d’en établir l’exactitude et l’exhaustivitéf. une description des démarches entreprises pour déterminer la cause et l’ordre de grandeur d’une perte éventuelle, imputable à un incident ou qui n’aurait pas été révélée par une opération de mesure2 Rapports portant sur les installations visées à l’art. 2, al. 1, let. c  2.1 Mesures de garanties prises en compte dans la planification (safeguards by design), renseignements descriptifs et informations supplémentaires  Les renseignements descriptifs et les informations supplémentaires portant sur des installations nouvelles et sur des modifications d’installations ou de sites existants doivent être soumis, si possible en anglais, accompagnés des plans, des croquis et des tableaux nécessaires. Type de rapportContenuPériodicité/délai2.1.1 Informations sur les garanties prises en compte dans la planification (safeguards by design)– Mesures techniques et architectoniques en vue de la mise en œuvre des mesures de garanties Au début de la phase de planification En cas de besoin, en fonction de l’ampleur des modifications 2.1.2 Renseignements descriptifs (design information questionnaire, DIQ)– Désignation de l’installation indiquant ses caractéristiques essentielles, son objet, sa puissance nominale, son adresse et le nom de la personne responsable– Description du flux prévu ou passé de matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, et de l’aménagement des équipements importants dans lesquels on peut utiliser, produire ou traiter de telles matières– Description des éléments d’équipements mis hors service ou démontés ayant servi à manipuler de telles matières– Les plans correspondants de l’installation, avec indication des coordonnées, en annexe– Description des caractéristiques de l’installation quant à la comptabilité matières, aux limites territoriales et à la surveillance– Description des procédés appliqués et prévus dans l’installation pour l’enregistrement comptable et le contrôle des matières visées à l’art. 2, al. 1, let. a, indiquant en particulier les zones de bilan matières fixées, les opérations de mesure du flux et les modalités de l’inventaire du stockA la construction, dans les trois mois à compter de l’autorisation de construireEn cas de besoin, selon l’ampleur des modifications2.1.3 Informations supplémentaires– Description générale du site d’une installation incluant l’ensemble des bâtiments avec leurs dimensions extérieures et l’indication des étages et leur affectation – Sur demande: plans supplémentaires des bâtiments– En annexe à la description: plan d’ensemble indiquant les limites du site ainsi que l’échelle et les coordonnéesRapport unique et, après des modifications, jusqu’au 31 mars de l’année civile suivante


text: 732.13 Ordonnance sur les récipients et conduites classés pour la sécurité des installations nucléaires(ORCSN)du 9 juin 2006 (Etat le 1er janvier 2009)Le Conseil fédéral suisse,vu l’art. 101, al. 1, de la loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire (LENu)1,arrête:1 RS 732.1Section 1 Dispositions générales  Art. 1 Objet et champ d’application  1 La présente ordonnance règle la planification, la fabrication, le montage, la mise en service et l’exploitation de récipients et de conduites classés pour la sécurité, de leurs supports et de leurs accessoires sous pression destinés à l’utilisation dans des installations nucléaires (RCN).2 Font également partie des RCN les accessoires suivants ayant une fonction de sécurité et destinés à protéger les RCN en cas de dépassement des limites admissibles:a. les dispositifs pour la limitation directe de la pression tels que les soupapes de sécurité, les protections par disques de rupture, les tiges de flambage et les dispositifs de sécurité pilotés;b. les dispositifs limiteurs qui déclenchent un appareil régulateur ou qui entraînent la coupure, voire la coupure avec verrouillage, tels que les commutateurs actionnés par la pression, la température ou le niveau du fluide ainsi que les dispositifs protecteurs de mesure et de régulation.3 L’ordonnance ne s’applique pas aux appareils tombant sous le coup des dispositions relatives au transport de marchandises dangereuses.4 Au demeurant, les prescriptions de l’ordonnance du 10 décembre 2004 sur l’énergie nucléaire (OENu)2 sont applicables.2 RS 732.11Art. 2 Définitions  Au sens de la présente ordonnance, on entend par:a. récipient: un équipement fermé conçu et fabriqué pour contenir des fluides ou des substances radioactives sous pression, y compris les éléments qui y sont directement attachés jusqu’au dispositif prévu pour le raccordement à d’autres équipements; un récipient peut comporter un ou plusieurs compartiments;b. conduites: des accessoires de canalisation destinés au transport de fluides ou de substances radioactives sous pression, lorsqu’ils sont raccordés en vue d’être intégrés dans un système; en font partie les tuyaux ou ensembles de tuyaux, le tubage, les accessoires de conduite, les joints d’expansion, les flexibles et, le cas échéant, d’autres accessoires sous pression;c. pression: la pression par rapport à la pression atmosphérique;d. pression maximale admissible: la pression maximale pour laquelle les RCN sont conçus, selon le fabricant; celui-ci la fixe pour un point choisi par lui. Il s’agit du point de raccordement des accessoires ayant une fonction de sécurité, du point le plus élevé des RCN ou, si cela ne convient pas, d’un autre point donné.e. température minimale ou maximale admissible: la température minimale ou maximale pour laquelle les RCN sont conçus ou admis à l’exploitation, selon le fabricant;f. fluide: du gaz, du gaz liquéfié, du gaz dissous sous pression, un liquide ou de la vapeur en phase pure ainsi que les mélanges de ceux-ci; un fluide peut contenir des substances radioactives ou une suspension de solides;g. classification de sécurité: l’attribution des constructions, des systèmes et des équipements d’une installation nucléaire à des catégories de sécurité, des catégories sismiques ou des catégories de structures, selon leur importance pour la sécurité nucléaire.Section 2 Sécurité et maintenance  Art. 3 Exigences de sécurité  1 Les exigences de sécurité auxquelles doivent satisfaire les RCN sont fixées dans l’annexe 1.2 L’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN) est chargée de régler dans des directives le détail des exigences de sécurité auxquelles doivent satisfaire les RCN.33 Nouvelle teneur selon le ch. 13 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).Art. 4  Exigences relatives à la maintenance  1 La maintenance des RCN doit être assurée correctement, selon les indications du fabricant et compte tenu des besoins de l’exploitation et de l’expérience acquise. On tiendra compte des conditions d’emploi spécifiques. Les travaux réguliers d’entretien et de contrôle doivent correspondre à un programme systématique fixé d’avance.2 Des contrôles supplémentaires doivent être faits après des événements et des constats devant être annoncés qui pourraient compromettre la sécurité des RCN.3 Les exigences relatives aux contrôles périodiques des RCN sont fixées dans l’annexe 2.4 L’IFSN est chargée de régler dans des directives le détail des exigences auxquelles doit satisfaire la maintenance des RCN.44 Nouvelle teneur selon le ch. 13 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).Section 3 Normes et documents techniques  Art. 5 Normes techniques  1 L’IFSN désigne les règles techniques permettant de concrétiser les exigences auxquelles doivent satisfaire la sécurité et la maintenance des RCN.52 Elle désigne dans la mesure du possible des normes internationales harmonisées.5 Nouvelle teneur selon le ch. 13 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).Art. 6 Langue des documents  1 Les instructions d’utilisation et de maintenance doivent être rédigées dans les langues officielles suisses des régions du pays où les RCN sont utilisées.2 Le reste de la documentation technique doit être rédigé dans une langue officielle suisse ou en anglais.Section 4 Dispositions finales  Art. 7 Adaptation des annexes  Le Département fédéral de l’environnement, des transports, de l’énergie et de la communication peut adapter les annexes selon les développements techniques et l’évolution internationale.Art. 8 Modification du droit en vigueur  Les ordonnances mentionnées ci-après sont modifiées comme suit:...66 Les mod. peuvent être consultées au RO 2006 2437.Art. 9 Entrée en vigueur  La présente ordonnance entre en vigueur le 1er juillet 2006.Annexe 1 (art. 3, al. 1)Exigences de sécurité 1 Exigences fondamentales  Les exploitants et les fabricants de RCN sont tenus de déterminer au moyen d’une analyse les risques qui sont liés aux RCN; les RCN doivent alors être dimensionnés et construits en fonction des résultats de cette analyse. La même méthode doit être appliquée pour modifier des RCN.Les exigences de sécurité sont à interpréter et à appliquer de manière à tenir compte de l’état de la technique et de l’expérience au moment où a lieu la planification et la fabrication.On choisira des solutions s’appuyant sur les principes suivants, dans l’ordre:a. élimination ou réduction des risques dans la mesure où c’est raisonnablement possible;b. recours aux mesures de protection appropriées contre les risques impossibles à éliminer;c. au besoin, information des utilisateurs sur les risques résiduels et indication des mesures particulières pouvant les réduire au moment de l’installation ou de l’utilisation.Les exigences auxquelles répond l’analyse des risques seront consignées dans un document sur les spécifications du dimensionnement.2 Planification  2.1 Dispositions générales  Les RCN doivent être correctement conçus au regard de toutes les exigences de la sécurité nucléaire et de la radioprotection. Leur dimensionnement doit prévoir des marges de sécurité suffisantes et s’appuyer sur des méthodes éprouvées.Les RCN doivent être conçus dans toutes les règles de l’art, qu’il s’agisse de leur fabrication, de leur résistance aux contraintes ou de leur contrôle. Leur aménagement dans l’optique du contrôle doit s’appuyer sur les tests de fabrication et de réception ainsi que sur les contrôles périodiques.Le nombre de soudures doit être réduit dans toute la mesure où c’est techniquement possible.On veillera, lors de la construction, à ce que les RCN puissent se dilater sans restriction dans le cadre des valeurs requises. Les efforts supplémentaires résultant de contraintes, d’accélérations sismiques, etc., doivent être limités dans la mesure du possible au moyen d’une construction appropriée et de supports placés de manière judicieuse.Il faut prendre, lors de la construction des RCN, des mesures en vue d’en assurer l’étanchéité requise. En règle générale, on choisira des systèmes fermés fixes comportant exclusivement des raccords permanents. Les raccords permanents sont des raccords ne pouvant être scindés que par des procédés destructifs. Les raccords par deux brides et les assemblages par vis n’ont leur place que là où la maintenance l’exige.2.2 Dimensionnement en fonction de la résistance requise  Les RCN doivent être dimensionnés pour résister aux efforts en fonctionnement normal et en cas de dérangement. On tiendra compte des facteurs ci-après, en particulier:a. les pressions interne et externe;b. les températures ambiante et de service;c. la pression statique et la masse du contenu dans les conditions d’emploi, de montage et de contrôle;d. les charges dues à la circulation et au vent;e. les forces et les moments de réaction provoqués par les supports, les fixations, les conduites, les courants et les entraves à la dilatation par la chaleur;f. la corrosion, l’érosion et la fatigue du matériel;g. l’irradiation;h. les charges dues aux séismes, aux incendies et autres sources de dérangements.Si des charges différentes peuvent se produire en même temps, il faut les prendre en compte selon la probabilité de leur survenance simultanée.Dans le dimensionnement, on prendra en compte les sollicitations alternées non négligeables dues aux variations de pression interne, aux fluctuations de température ou à des forces et moments externes.Le dimensionnement requis pour une résistance appropriée peut reposer sur le calcul ou sur une méthode expérimentale de dimensionnement.Méthode de dimensionnement par le calcul:Les contraintes admissibles doivent être fixées compte tenu des défaillances qui peuvent être prévues et des conditions d’exploitation. On appliquera des facteurs de sécurité permettant d’éliminer entièrement les incertitudes liées à la fabrication, aux conditions réelles d’utilisation, aux contraintes, aux modèles de calcul, aux propriétés du matériau et à son comportement.Méthode expérimentale:Le dimensionnement du dispositif peut être testé entièrement ou partiellement par un programme de contrôles portant sur un échantillon représentatif et avec des contraintes représentatives.Ce programme doit être défini avant les contrôles. Il doit fixer sans équivoque les conditions de contrôle et les critères d’acceptation et de refus.2.3 Dispositions visant à assurer la sécurité de l’utilisation et de l’exploitation  Les RCN doivent être faits de façon à exclure tout risque raisonnablement prévisible dans leur utilisation et leur exploitation (p. ex. à l’ouverture et à la fermeture, au délestage de soupapes de sûreté ou du fait de la température ou des radiations).Ils doivent être conçus et montés de façon à permettre toutes les inspections requises.Si nécessaire, il faut prévoir des moyens appropriés de purge et de ventilation des RCN, qui assurent la sécurité du remplissage et de la vidange.Si nécessaire, il faut prévoir des surépaisseurs ou des protections suffisantes contre la corrosion et d’autres phénomènes chimiques.Là où l’installation risque d’être soumise une érosion ou à une abrasion intenses, il faut prendre les mesures nécessaires.Les assemblages de RCN doivent être compatibles, leur intégration et leur montage assurés.2.4 Protection contre le dépassement des limites admissibles des RCN  Lorsque les limites admissibles risquent d’être dépassées, il faut doter les RCN d’appareils de protection appropriés ou les préparer en vue d’une telle dotation, à moins que d’autres appareils assurent déjà leur protection.On déterminera l’appareil de protection approprié ou la combinaison de tels appareils selon les particularités des RCN ou du système considérés, et selon les conditions d’exploitation particulières.Les appareils de protection appropriés et leurs combinaisons comprennent:a. les accessoires ayant une fonction de sécurité;b. le cas échéant, des dispositifs de surveillance appropriés tels que des indicateurs ou des alarmes permettant que soient prises, automatiquement ou manuellement, les mesures de nature à maintenir les paramètres d’exploitation des RCN dans les limites admissibles.2.5 Accessoires ayant une fonction de sécurité  Les accessoires ayant une fonction de sécurité doivent:a. être dimensionnés et construits de façon à être fiables et adaptés aux conditions d’exploitation prévues, et tenant compte des exigences d’entretien et de contrôle des appareils;b. n’avoir aucune autre tâche, sauf si leurs fonctions de sécurité n’en sont nullement affectées;c. correspondre à des principes de dimensionnement appropriés pour assurer une protection adaptée et fiable. Ces principes incluent notamment un comportement axé sur la sécurité (fail safe) ainsi que la redondance, la diversité et l’autocontrôle.Dispositifs de limitation de la pressionCes dispositifs doivent être dimensionnés de façon à ce que la pression maximale admise ne soit pas dépassée en cours d’utilisation; un dépassement de 10 % est admissible durant un court laps de temps.Dispositifs de surveillance de la températureCes dispositifs doivent assurer une valeur de mesure représentative et offrir un temps de réaction approprié au regard de la sécurité et de la tâche.3 Fabrication  3.1 Confection et montage  Le fabricant doit assurer, en appliquant des techniques et des procédés appropriés, l’exécution qualifiée des mesures fixées dans la phase d’élaboration du projet.Il est tenu en particulier d’engager du personnel qualifié et des outillages appropriés pour confectionner les raccords permanents ainsi que pour les contrôles, et il doit appliquer des méthodes de travail et de contrôle reconnues.3.2 Tests de réception  Avant leur remise pour utilisation, le fabricant doit soumettre les RCN à un test de réception. Celui-ci comportera un examen final et un contrôle de résistance à la pression ainsi que des contrôles de fonctionnement. Le test de réception et ses résultats doivent être intégralement consignés.Examen finalLes RCN doivent subir un examen final où l’on vérifiera, visuellement et par contrôle des documents, le respect des exigences de la présente ordonnance et des spécifications de dimensionnement. L’examen final aura lieu en cours de fabrication pour les éléments qui ne sont plus accessibles ensuite.Contrôle de résistance à la pressionLes RCN doivent subir un contrôle de résistance à la pression, accompli en règle générale sous forme de contrôle de pression hydrostatique. La pression de contrôle doit atteindre au moins celle des valeurs ci-après qui est la plus élevée:– la pression de contrôle correspondant à la norme technique visée à l’art. 5 qui est appliqué au dimensionnement des RCN, ou– 1,25 fois la valeur de la plus forte sollicitation des RCN en service, compte tenu de la pression maximale admissible et de la température maximale admissible, ou– 1,43 fois la valeur de la pression maximale admissible.Si le contrôle de pression hydrostatique est nocif ou irréalisable, on pourra recourir à d’autres procédés de nature à donner des résultats équivalents.Contrôles de fonctionnementOn procédera à des contrôles de fonctionnement en tenant compte des caractéristiques du système et des conditions ambiantes, conformément aux exigences des spécifications de dimensionnement. Le test de réception englobe un examen des accessoires ayant une fonction de sécurité.3.3 Marquage  Tout RCN doit comporter un marquage durable donnant toutes indications nécessaires pour assurer la sécurité du montage, de la mise en service, de l’utilisation, et au besoin, de la maintenance. Ces indications comprennent en particulier:a. l’identité du fabricant;b. l’année de fabrication;c. des données permettant d’identifier sans équivoque les RCN, telles que la désignation du type, de la série ou du lot, le numéro de fabrication, la désignation de l’installation;d. des indications concernant les valeurs-limites maximales ou minimales essentielles admissibles.Ces indications peuvent être apportées sur place à l’aide d’un marquage durable et explicite, avec remise de la documentation correspondante relative à l’installation.3.4 Notice d’instruction  Le fabricant des RCN doit y joindre une notice d’instruction destinée à l’utilisateur, contenant toutes les informations utiles pour la sécurité et portant sur:a. le montage, y compris l’assemblage de différents RCN;b. la mise en service;c. l’utilisation;d. la maintenance.4 Matériaux  Les matériaux entrant dans la fabrication des RCN doivent donner satisfaction pendant toute la durée de vie prévue des RCN et lors de leur élimination.4.1 Choix des matériaux  Les matériaux doivent présenter des propriétés qui leur permettent de donner satisfaction dans toutes les situations raisonnablement prévisibles d’utilisation, de dérangement et de contrôle, et notamment offrir une ductilité et une résistance suffisantes. Ils doivent se prêter à toutes les phases de traitement prévues lors de la fabrication (assemblage, formage, traitement mécanique, etc.).Ils doivent être suffisamment résistants aux substances, aux conditions ambiantes et aux processus prévus ou prévisibles dans l’utilisation et dans les contrôles; de plus, leurs propriétés physiques et chimiques nécessaires à la sécurité d’exploitation (et à la radioprotection en exploitation) ne doivent pas subir d’altération sensible pendant la durée de vie prévue (résistance au vieillissement).Seuls peuvent être utilisés des matériaux correspondant aux normes techniques visées à l’art. 5 ou dont les qualités ont été démontrées dans un rapport d’expertise spécifique.L’emploi d’aciers effervescents n’est pas admis.Ces exigences sont applicables par analogie aux additifs de soudure.Il faut consigner les propriétés des matériaux et de leur forme acquise par façonnage sur lesquelles se base le projet de RCN (spécification des matériaux).4.2 Justificatif des matériaux  Le fabricant des RCN doit s’assurer que le matériau utilisé correspond bien à la spécification visée au ch. 4.1. On se procurera des justificatifs des fabricants des matériaux pour tous les matériaux entrant en ligne de compte.5 Documentation  La documentation doit répondre aux objectifs suivants:a. assurer la traçabilité et justifier du respect des prescriptions relatives à la fabrication et aux contrôles;b. retenir les données et les faits importants concernant la fabrication et le montage, afin de permettre l’évaluation des défauts, des dommages et des résultats de contrôle ultérieurs ainsi que des constats spéciaux.Annexe 27 7 Mise à jour selon le ch. 13 de l’annexe à l’O du 12 nov. 2008 sur l’IFSN, en vigueur depuis le 1er janv. 2009 (RO 2008 5747).(art. 4, al. 3)Contrôles périodiques 1 Dispositions générales  Les contrôles périodiques ont pour but d’observer l’état du moment des RCN, leur intégrité et leur bon fonctionnement. Il importe de constater de manière précoce les divergences par rapport à l’état idéal.L’exploitant est tenu d’établir pour chaque installation nucléaire des programmes de contrôles périodiques et de les soumettre à l’IFSN pour examen. Ces programmes seront périodiquement évalués quant à leur efficacité et, au besoin, adaptés.Les contrôles périodiques doivent être planifiés à l’avance sur la base des programmes établis. Ils doivent être accomplis à intervalles réguliers (intervalles de contrôle) pendant toute la durée d’exploitation de l’installation.Les contrôles seront effectués par du personnel qualifié, selon des procédés et avec des outillages appropriés et compte tenu de l’état de la technique.Les résultats des contrôles périodiques doivent être soumis à l’exploitant pour évaluation. Celle-ci servira à décider d’une éventuelle remise en état des RCN ou de l’adaptation des programmes de contrôles.2 Types de contrôles  Si les contrôles ci-après ne permettent pas de s’assurer de l’état des RCN, l’exploitant doit en prévoir d’autres pour garantir la sécurité.Visite des systèmes et des composantsLa visite des systèmes et des composants est un contrôle visuel. Elle permet de constater des fuites et d’évaluer l’état général des RCN.La visite des systèmes et des composants doit se faire, dans des conditions proches de celles qui prévalent durant l’exploitation, avant tout redémarrage faisant suite à une révision annuelle, à des événements extraordinaires ou à des modifications des RCN, ou encore en vertu d’un programme préétabli.Contrôles intérieurs et extérieursLes contrôles intérieurs et extérieurs sont des contrôles visuels. Ils servent à évaluer l’état des récipients et de leurs accessoires ainsi qu’à contrôler l’entretien. Le contrôle intérieur a lieu généralement sur le récipient sans pression, froid et nettoyé. S’il n’est pas possible d’accomplir un contrôle intérieur, il faut prévoir d’autres contrôles ou interventions de même valeur. Le contrôle extérieur a lieu autant que possible en exploitation ou dans un état proche des conditions d’exploitation.Contrôles de résistance à la pressionLes contrôles de résistance à la pression servent à établir l’intégrité des RCN. Ils doivent tenir compte en particulier de la pression maximale admissible et des températures minimale et maximale admissibles.Contrôles non destructifsLes contrôles non destructifs servent à déceler de manière précoce des dommages survenus à la surface ou à l’intérieur du matériau et qui pourraient causer une défaillance des RCN.Le premier contrôle périodique, dit contrôle de base, servira de référence pour les essais récurrents consécutifs. En règle générale, le contrôle de base doit être accompli avant la mise en service des RCN et en cas de modification de l’ampleur du contrôle ou de la méthode appliquée.Contrôles de fonctionnement des dispositifs de protection contre la surpressionLes contrôles de fonctionnement des dispositifs de protection servent en particulier à vérifier le respect des valeurs de consigne pour:a. la pression effective de réponse et la pression de fermeture;b. les temps d’ouverture et de fermeture.Les intervalles de contrôle et les exigences, qui s’appuient sur des réflexions concernant la sécurité et sur l’expérience d’exploitation, figurent dans la spécification technique (annexe 3, ch. 2, OENu8).Contrôles de fonctionnement des amortisseursLes contrôles de fonctionnement des amortisseurs servent à en vérifier le bon fonctionnement et les capacités d’amortissement.Contrôles locaux et intégraux de l’étanchéité du confinement de sécuritéLes contrôles locaux et intégraux d’étanchéité servent à établir les taux de fuite admissibles de la cuve de sécurité, de ses passages et de leurs armatures de retenue (confinement de sécurité). Les intervalles de contrôle et les exigences figurent dans la spécification technique (annexe 3, ch. 2, OENu).Contrôles spéciauxLes contrôles spéciaux servent à contrôler des processus qui sont liés aux conditions d’utilisation spéciales de certains RCN dans les installations nucléaires et qui peuvent affecter la sécurité, tels que la fragilisation due à l’action neutronique ou la fragilisation thermique.La planification et le déroulement des contrôles spéciaux s’appuient sur l’état de la science et de la technique, sur les expériences recueillies dans l’exploitation et sur les enseignements tirés des constats et événements survenus.8 RS 732.11