Arrêté du 3 septembre 2018 modifiant certaines dispositions applicables aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection

Date de signature :03/09/2018 Statut du texte :En vigueur
Date de publication :23/09/2018 Emetteur :Ministère de la transition écologique et solidaire
Consolidée le : Source :JO du 23 septembre 2018
Date d'entrée en vigueur :24/09/2018

Arrêté du 3 septembre 2018 modifiant certaines dispositions applicables aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection

NOR : TREP1809476A

Publics concernés : fabricants, exploitants, organismes d’évaluation de la conformité dans le domaine des équipements sous pression nucléaires.

Objet : évaluation de la conformité et suivi en service des équipements sous pression nucléaires.

Entrée en vigueur : les dispositions de l’arrêté entrent en vigueur le lendemain de sa publication.

Notice : le texte précise certaines exigences d’évaluation de la conformité et définit les modalités de suivi en service des équipements sous pression nucléaires.

Références : le texte est pris en application des articles du chapitre VII du titre V du livre V du code de l’environnement. Les arrêtés du 10 novembre 1999, du 7 février 2012 et du 30 décembre 2015 modifiés par le présent arrêté peuvent être consultés, dans sa rédaction issue de cette modification, sur le site Légifrance (http://legifrance.gouv.fr).
Le ministre d’Etat, ministre de la transition écologique et solidaire, Arrête :

Art. 1er. – L’arrêté du 30 décembre 2015 susvisé est ainsi modifié :
I.– Son titre est complété par les mots : « et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection ».
II.– L’article 1er est remplacé par les dispositions suivantes :
« Art. 1er. – I. – Le présent arrêté s’applique aux équipements sous pression nucléaires et aux ensembles nucléaires, définis à l’article R. 557-12-1 du code de l’environnement ainsi que, pour les articles 10, 10-2, 10-4 et 10-6 et l’annexe VII, aux accessoires de sécurité les protégeant mentionnés au 3° du III de l’article R. 557-14-1 du code de l’environnement.
« Ne sont pas soumises aux dispositions des articles 3 et suivants du présent arrêté les enceintes de confinement des réacteurs nucléaires et les gaines des combustibles nucléaires.
« II. – Le début de la fabrication d’un équipement sous pression nucléaire de catégorie I à IV correspond à la réalisation, sur un matériau approvisionné en application du point 4.3 de l’annexe I à la directive du 15 mai 2014 susvisée, de la première opération pouvant affecter le matériau par rapport aux prescriptions requises pour son approvisionnement.
« Toutefois, pour l’application des dispositions transitoires des articles 12 et 13 du présent arrêté, il est retenu le début de l’élaboration des matériaux de parties d’équipements dont la défaillance peut conduire à des situations pour lesquelles le rapport de sûreté de l’installation nucléaire de base où ils sont installés ou destinés à l’être, complété par les dossiers associés, ne prévoit pas de mesures permettant de ramener l’installation dans un état sûr ou des matériaux de parties d’équipements pour lesquelles la démonstration de sûreté nucléaire au sens de l’arrêté du 7 février 2012 susvisé de l’installation recourt à l’hypothèse d’exclusion de rupture, quand cette date est antérieure à celle déterminée en application du premier alinéa.
« III. – La modification d’un guide professionnel accepté par l’Autorité de sûreté nucléaire n’est soumise à une nouvelle acceptation que si elle est substantielle.
« Si la modification n’est pas substantielle, le rédacteur du guide professionnel informe l’Autorité de sûreté nucléaire. Si l’Autorité de sûreté nucléaire estime que la modification est substantielle, elle invite le rédacteur à déposer une nouvelle demande d’acceptation.
« Les guides acceptés par l’Autorité de sûreté nucléaire en application de l’arrêté du 12 décembre 2005 susvisé demeurent acceptés en application du présent arrêté. »
III. – Au a) du I de l’article 3, le mot : « situations » est remplacé par les mots : « conditions accidentelles ».
IV. – L’article 4 devient un III de l’article 3.
V.– A l’article 3 est ajouté un IV ainsi rédigé :
« IV. – L’Autorité de sûreté nucléaire peut demander à l’exploitant d’une installation nucléaire de base de lui transmettre la liste des équipements sous pression nucléaires utilisés dans son installation, mentionnée à l’article R. 557-12-3 du code de l’environnement. »
VI.– Après l’article 3, il est inséré un article 4 ainsi rédigé :
« Art. 4. – I. – La démarche d’identification des éléments et des activités importants pour la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement et des exigences définies afférentes, prévue au I de l’article 2.5.1 et au I de l’article 2.5.2 de l’arrêté du 7 février 2012 susvisé prend en compte les prescriptions figurant dans la notice d’instructions des équipements sous pression nucléaires et des ensembles nucléaires, qui sont nécessaires au maintien de leur niveau de sécurité. L’exploitant identifie les documents ou types de document listant les exigences définies afférentes à un ou plusieurs équipements sous pression nucléaires ou ensembles nucléaires.
« II. – L’exploitant décline dans les règles générales d’exploitation de l’installation les prescriptions mentionnées au I du présent article qui le nécessitent.
« III. – Le fabricant assure à l’exploitant, y compris pendant l’évaluation de la conformité, l’accès à l’ensemble des informations nécessaires à l’exercice de sa responsabilité mentionnée à l’article L. 593-6 du code de l’environnement et à l’application des dispositions de l’arrêté du 7 février 2012 susvisé.
« IV. – Le fabricant transmet à l’exploitant la documentation technique mentionnée à l’article L. 557-5 du code de l’environnement. »
VII.– Au premier alinéa du II de l’article 5, les mots : « ces équipements » sont remplacés par les mots : « ces ensembles nucléaires ».
VIII.– Après le premier alinéa du II de l’article 5, un deuxième alinéa ainsi rédigé est ajouté :
« Toutefois, nonobstant les points 2.10 et 3.2.3 de l’annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée, les dispositifs de protection contre le dépassement des limites admissibles peuvent ne pas être intégrés dans un ensemble nucléaire au moment de son évaluation de la conformité. Dans ce cas, la notice d’instructions de l’ensemble nucléaire doit le mentionner et prescrire, avant la mise en service des équipements qui le composent, un examen des accessoires de sécurité de l’installation réalisé par un organisme habilité et destiné à vérifier que les exigences visées au point 2.10 de l’annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée ont été pleinement respectées. »
IX.– Le II de l’article 6 est remplacé par les dispositions suivantes :
« II. – Pour les équipements sous pression nucléaires des catégories I à IV et de niveau N1, hormis les tuyauteries du circuit primaire principal des chaudières nucléaires à eau de DN inférieure ou égale à 50 et les autres tuyauteries de DN inférieure ou égale à 100 ainsi que les accessoires sous pression de même DN qui leur sont raccordés, l’évaluation de la conformité est réalisée sous l’autorité de l’Autorité de sûreté nucléaire dans les conditions suivantes.
« Tout fabricant qui prévoit de fabriquer un tel équipement peut demander à l’Autorité de sûreté nucléaire, préalablement à la demande de vérification à l’unité mentionnée ci-après, un avis sur tout ou partie des options qu’il a retenues pour assurer et démontrer la conformité aux exigences essentielles de sécurité. Cette demande est accompagnée d’un avis de l’exploitant portant sur l’adéquation de ces options avec la démonstration de sûreté nucléaire au sens de l’arrêté du 7 février 2012 susvisé de l’installation à laquelle il est destiné. L’Autorité de sûreté nucléaire précise dans son avis dans quelle mesure les options présentées par le fabricant sont propres à assurer et à démontrer la conformité aux exigences essentielles de sécurité, compte tenu de l’état d’avancement de la technique et de la pratique au moment de la conception et de la fabrication, ainsi que des considérations techniques et économiques compatibles avec un degré élevé de protection de la santé et de la sécurité. Elle fixe la durée de validité de son avis. Cet avis est notifié au fabricant.
« Le fabricant met en œuvre un système de management de la qualité pour la conception, la fabrication, la vérification finale et les essais. Ce système de management de la qualité fait l’objet d’une évaluation et d’une surveillance, réalisées par un organisme mentionné à l’article L. 557-31 du code de l’environnement habilité pour l’évaluation de la conformité des équipements sous pression nucléaires, dans les conditions définies par le module H de l’annexe III de la directive du 15 mai 2014 susvisée. L’organisme qui procède à cette évaluation et à cette surveillance informe l’Autorité de sûreté nucléaire des dates qu’il retient pour la réalisation des opérations correspondantes chez le fabricant. L’Autorité de sûreté nucléaire peut assister ou se faire représenter à ces opérations.
« Le fabricant introduit auprès de l’Autorité de sûreté nucléaire une demande de vérification à l’unité conformément aux dispositions du module G de l’annexe III de la directive du 15 mai 2014 susvisée. Cette demande est instruite conformément aux dispositions de ce module par l’Autorité de sûreté nucléaire qui peut, pour ce faire, mandater un organisme mentionné à l’article L. 557-31 du code de l’environnement habilité à évaluer la conformité des équipements sous pression nucléaires, aux frais du fabricant, pour tout ou partie des opérations ainsi requises.
« Dans le cadre de la vérification à l’unité, la fabrication d’un équipement sous pression nucléaire ne peut débuter qu’une fois que la partie de la documentation technique mentionnée à l’article L. 557-5 du code de l’environnement traitant de la conception est considérée recevable par l’Autorité de sûreté nucléaire.
« L’Autorité de sûreté nucléaire, au vu des résultats de l’application des procédures mentionnées aux trois paragraphes précédents, établit un procès-verbal d’évaluation de la conformité.
« Une décision de l’Autorité de sûreté nucléaire peut définir les aménagements nécessaires à l’application des modules G et H. »
X.– Au VI de l’article 6, les mots « au 1 des annexes II et III » sont remplacés par « aux deuxième, troisième, quatrième et cinquième alinéas de l’article 8 ».
XI.– Au début du VII de l’article 6 est ajouté un alinéa ainsi rédigé :
« Tout fabricant qui prévoit de fabriquer un ensemble nucléaire comprenant au moins un des équipements sous pression nucléaires visés au II de l’article 6 du présent arrêté peut demander à l’Autorité de sûreté nucléaire, préalablement à la demande d’évaluation de la conformité, un avis sur tout ou partie des options qu’il a retenues pour assurer et démontrer la conformité aux exigences essentielles de sécurité. Cette demande est accompagnée d’un avis de l’exploitant portant sur l’adéquation de ces options avec la démonstration de sûreté nucléaire au sens de l’arrêté du 7 février 2012 susvisé de l’installation à laquelle il est destiné. L’Autorité de sûreté nucléaire précise dans son avis dans quelle mesure les options présentées par le fabricant sont propres à assurer et à démontrer la conformité aux exigences essentielles de sécurité, compte tenu de l’état d’avancement de la technique et de la pratique au moment de la conception et de la fabrication, ainsi que des considérations techniques et économiques compatibles avec un degré élevé de protection de la santé et de la sécurité. Elle fixe la durée de validité de son avis. Cet avis est notifié au fabricant. »
XII. – Le a du VII de l’article 6 est complété par un alinéa ainsi rédigé : « Pour les équipements sous pression nucléaires ayant fait l’objet antérieurement d’une procédure d’évaluation de la conformité, la procédure globale comprend la vérification qu’ils disposent d’une déclaration de conformité ou d’une autorisation en application de l’article 9 du présent arrêté. »
XIII.– Au c du VII de l’article 6, avant les mots : « L’évaluation de la protection de l’ensemble nucléaire contre le dépassement des limites admissibles » sont ajoutés les mots : « Sauf en cas d’application des dispositions du deuxième alinéa du II de l’article 5 du présent arrêté, »
XIV.– L’article 6 est complété par un IX ainsi rédigé :
« IX. – L’évaluation de la conformité peut être engagée dès qu’une partie cohérente de la documentation technique ou que les options que le fabricant a retenues pour assurer et démontrer la conformité aux exigences essentielles de sécurité sont disponibles. »
XV.– A l’article 8, les mots : « à un l’exploitant » sont remplacés par les mots : « à un exploitant ».
XVI.– A la fin de l’article 8, les alinéas suivants sont ajoutés :
« L’exploitant qui commande à un fabricant un équipement sous pression nucléaire ou un ensemble nucléaire lui fournit les exigences qui lui sont applicables telles qu’issues de la démonstration de sûreté, la description des situations dans lesquelles il peut se trouver définies en cohérence avec le rapport de sûreté, l’ensemble des charges constitutives de chaque situation, ainsi que toutes les données utiles liées à son environnement, à son exploitation prévue et au caractère radioactif et aux caractéristiques chimiques du fluide qu’il contiendra.
« Le fabricant qui, pour réaliser un ensemble nucléaire, commande à un autre fabricant un équipement sous pression nucléaire ou un ensemble nucléaire lui fournit les mêmes informations relatives à l’objet qu’il lui commande.
« L’exploitant et le cas échéant tout fabricant d’ensemble nucléaire qui fournissent les informations mentionnées aux deux alinéas précédents mettent en œuvre des dispositions pour assurer leur cohérence in fine avec le rapport de sûreté de l’installation à laquelle l’équipement sous pression nucléaire ou l’ensemble nucléaire est destiné, complété par les dossiers associés.
« Le fabricant réalise l’analyse de risques prévue à l’alinéa 3 des remarques préliminaires de l’annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée en tenant compte des données fournies par l’exploitant ou le cas échéant par le fabricant d’ensemble nucléaire.
« Indépendamment de l’analyse de risques réalisée par le fabricant en vue de satisfaire aux exigences essentielles de sécurité, l’exploitant spécifie ses autres exigences relatives à l’entretien, à la surveillance et au contrôle de l’équipement sous pression nucléaire au titre de sa responsabilité mentionnée à l’article 1er.2 de l’arrêté du 7 février 2012 susvisé et de la mise en œuvre du principe de défense en profondeur mentionné à l’article 3.1 de ce même arrêté, notamment en ce qui concerne la faisabilité des vérifications intérieures. Le fabricant conçoit et fabrique l’équipement sous pression nucléaire ou l’ensemble nucléaire en tenant compte de ces spécifications.
« Le présent article n’est pas applicable aux équipements sous pression nucléaires de catégorie 0 et aux ensembles nucléaires ne comprenant que des équipements de catégorie 0 au sens des articles R. 557-12-3 ou R. 557-9-3. »
XVII. – Après l’article 8, il est inséré quatre articles ainsi rédigés :
« Art. 8-1. – De la matière issue de la fabrication d’un équipement sous pression nucléaire mentionné au 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.
« Art. 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.
« Art. 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.
« Art. 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. »
XVIII.– L’article 10 est remplacé par les dispositions suivantes :
« Art. 10. – Les dispositions des articles R. 557-14-1 à R. 557-14-5 du code de l’environnement en ce qu’elles concernent l’installation, les contrôles de mise en service, les inspections et les requalifications périodiques, les réparations et les modifications sont précisées, pour le circuit primaire principal et les circuits secondaires principaux des chaudières nucléaires à eau sous pression, par l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé ; pour les autres équipements sous pression nucléaires, faisant partie ou non d’un ensemble nucléaire, par les annexes V et VI du présent arrêté, et pour les accessoires de sécurité mentionnés au 3o du III de l’article R. 557-14-1 du code de l’environnement, par l’annexe VII du présent arrêté. »
XIX.– Après l’article 10, il est inséré les articles suivants ainsi rédigés :
« Art. 10-1. – I. – La réalisation des assemblages permanents, ainsi que les contrôles associés permettant de raccorder un appareil tel que défini aux a) et b) de l’article 1er de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé à un équipement sous pression nucléaire soumis aux dispositions des points 1 à 4 de l’annexe V du présent arrêté, font l’objet d’une évaluation de la conformité de leur réalisation par un organisme habilité, conformément aux dispositions du dossier de l’exploitant prévu à l’article 10 de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé. Au terme de celle-ci, l’organisme habilité délivre une attestation de conformité à la suite de quoi l’exploitant établit et signe une déclaration de conformité.
« II. – Les interventions notables réalisées sur les accessoires de sécurité visés à l’article 1er de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé protégeant également un équipement sous pression nucléaire soumis aux dispositions des points 1 à 4 de l’annexe V du présent arrêté font l’objet d’une évaluation de la conformité de leur réalisation par un organisme habilité, au regard des dispositions du dossier de l’exploitant prévu à l’article 10 de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé. Au terme de celle-ci, l’organisme habilité délivre une attestation de conformité à la suite de quoi l’exploitant établit et signe une déclaration de conformité.
« III. – Les accessoires de sécurité visés à l’article 1er de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé protégeant également un équipement sous pression nucléaire soumis aux dispositions des points 1 à 4 de l’annexe V du présent arrêté sont soumis aux dispositions de l’arrêté du 10 novembre 1999 complétées par celles du point 3 de l’annexe V du présent arrêté.
« Les accessoires de sécurité visés à l’article 1er de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé protégeant également un équipement sous pression nucléaire soumis aux dispositions des points 1 à 2 de l’annexe VI du présent arrêté sont soumis aux dispositions de l’arrêté du 10 novembre 1999 complétées par celles des points 1.2 et 2 de l’annexe VI du présent arrêté. Dans ce cadre, les programmes des opérations d’entretien et de surveillance mentionnés au point 1.2 de l’annexe VI du présent arrêté sont ceux définis en application de l’article 4 de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé.
« Art. 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.
« Art. 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 a) ou 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 a) ou 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.
« Art. 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.
« Art. 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.
« Art. 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.
« Art. 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 no 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.
« Art. 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 no 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.
« Art. 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.
« Art. 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. »
XX.  – Le sous-titre « 1. Préliminaire et généralités » et les deux alinéas suivants de chacune des annexes I à III sont supprimés.
XXI. – Après le titre de chacune des annexes I à III est ajouté un sous-titre « 1. Domaine d’application ».
XXII.– Au premier alinéa du point 3.4. de l’annexe I, les mots « des défauts de fabrication » sont remplacés par les mots « des défauts de fabrication et d’élaboration des matériaux ».
XXIII.– Le point 4.1 de l’annexe I est complété par l’alinéa suivant :
« Si, pour un matériau constitutif d’une partie qui contribue à la résistance à la pression provenant d’un intermédiaire, un certificat du fabricant du matériau, avec contrôle spécifique sur produit, n’a pas été établi pour toutes les prescriptions requises comme il est exigé à l’alinéa précédent, le fabricant de l’équipement sous pression nucléaire peut, alternativement, justifier la conformité de ce matériau aux exigences essentielles de sécurité applicables par des essais qu’il a réalisés sur ce produit, en un nombre suffisant et aux emplacements appropriés, sous la surveillance d’un organisme habilité. Pour définir les essais nécessaires, le fabricant peut s’appuyer sur les prescriptions générales des normes harmonisées de matériaux relatives au contrôle, à l’échantillonnage et aux méthodes d’essais appliquées au produit considéré. »
XXIV.– Les annexes sont complétées par trois annexes V, VI et VII ainsi rédigées :

« ANNEXE V

« INSTALLATION, MISE EN SERVICE, SUIVI EN SERVICE, MODIFICATION  ET RÉPARATION DES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES

« Les dispositions des points 1 à 4 de la présente annexe sont applicables aux équipements sous pression nucléaires suivants :
« – équipements sous pression nucléaires de niveau N1 à l’exception de ceux qui relèvent de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé ;
« – équipements sous pression nucléaires de catégorie II à IV et de niveau N2 ou N3 à l’exception de ceux 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 (1013 mbar).
« Les dispositions du point 5 de la présente annexe sont applicables aux équipements sous pression nucléaires qui ne sont pas listés au paragraphe précédent et qui ne relèvent pas de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé.

« 1. Obligations générales : informations sur les équipements sous pression nucléaires
« Les informations prévues à l’avant dernier alinéa de l’article R. 557-14-2 du code de l’environnement comprennent les éléments suivants :
« a) le dossier descriptif qui comporte :
« – la documentation technique qui a fait l’objet de l’évaluation de la conformité de l’équipement sous pression nucléaire et, le cas échéant, de l’ensemble nucléaire dans lequel il est intégré ;
« – le cas échéant, les attestations délivrées par l’organisme qui a procédé à l’évaluation de la conformité ;
« – le cas échéant, la déclaration de conformité établie par le fabricant, l’autorisation en application de l’article 9 du présent arrêté, ou l’état descriptif ainsi que les procès-verbaux ou certificats d’épreuve, si l’équipement sous pression nucléaire a été fabriqué selon les dispositions du décret du 2 avril 1926 portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux ou du décret du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz.
« Ce dossier est complété en tant que de besoin par :
« – les documents attestant le réglage des accessoires de sécurité ;
« – les éléments documentaires permettant de vérifier que les produits utilisés pour l’isolation thermique des équipements sous pression nucléaires et ensembles nucléaires ainsi que les revêtements utilisés à des fins de protection physique ou chimique des équipements sous pression nucléaires et ensembles nucléaires sont chimiquement neutres vis-à-vis de la paroi à protéger et que leur tenue mécanique est adaptée aux conditions de service ;
b) le cas échéant, la notice d’instructions fournie par le fabricant de l’équipement sous pression nucléaire et de l’ensemble nucléaire dans lequel il était intégré, éventuellement complétée par les instructions établies spécifiquement à l’issue d’une réparation ou d’une modification ;
« c) le dossier d’exploitation qui comporte :
« – l’éventuelle attestation de contrôle de mise en service ;
« – les comptes rendus des opérations d’entretien et de surveillance ;
« – les procès-verbaux des requalifications périodiques ;
« – les éléments attestant la réalisation après réparation ou modification de l’évaluation de la conformité ou de l’examen mentionné au point 4.2 b) de la présente annexe ;
« – en ce qui concerne l’installation, les modifications et les réparations réalisées, la liste des fabricants de matériaux ainsi que des personnes physiques ou morales autres que l’exploitant 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 ;
« – la liste des dégradations et défauts constatés ainsi que le traitement apporté à chacun d’entre eux ;
« – la liste des incidents de fonctionnement, en particulier les sollicitations des accessoires de sécurité ;
« d) les éléments justifiant que les équipements sous pression nucléaires sont installés et utilisés de façon à permettre d’assurer en permanence le respect :
« – en ce qui concerne la protection contre les surpressions, des dispositions réglementaires applicables à leur conception et des exigences leur permettant de remplir avec les caractéristiques attendues la fonction prévue dans la démonstration de sûreté mentionnée au deuxième alinéa de l’article L. 593-7 du code de l’environnement, pour les équipements sous pression nucléaires fabriqués conformément au décret du 2 avril 1926 portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux ou au décret du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz ;
« – de dispositions pertinentes vis-à-vis de la sécurité de la manutention et du fonctionnement, des moyens d’inspections, de la purge, de la ventilation, du remplissage et de la vidange et de la protection contre le dépassement des limites admissibles qui peuvent être précisées dans des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’Autorité de sûreté nucléaire. En absence de guide professionnel accepté, les dispositions applicables sont celles des points 2.3 à 2.5 et 2.9 à 2.11 de l’annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée.
« Les informations relatives aux assemblages permanents entre équipements sous pression nucléaires sont intégrées dans les éléments mentionnés aux a) et c) d’un des équipements concernés.

« 2. Suivi en service : entretien et surveillance des équipements sous pression nucléaires
« Les modalités d’application des dispositions prévues à l’article R. 557-14-2 du code de l’environnement sont précisées comme suit.
« 2.1. L’exploitant définit et met en œuvre pour chaque équipement sous pression nucléaire un programme des opérations d’entretien et de surveillance. Ce programme participe à la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement et a pour but de vérifier le maintien du niveau de sécurité de l’équipement sous pression nucléaire au niveau requis lors de sa conception. Il prévoit la mise en œuvre des moyens nécessaires pour connaître la nature, l’origine et l’évolution éventuelle des défauts et des dégradations constatés sur l’équipement sous pression nucléaire. Il comprend pour certains équipements sous pression nucléaires des inspections périodiques effectuées dans les conditions définies au point 3 de la présente annexe.
« 2.2. Pour les équipements sous pression nucléaires de niveau N1, les défauts et dégradations sont éliminés sauf justification probante du fait qu’ils ne peuvent pas conduire à sa défaillance. Le programme des opérations d’entretien et de surveillance est transmis à l’Autorité de sûreté nucléaire.
« 2.3. Pour les équipements sous pression nucléaires de niveau N2 ou N3, ce programme peut être remplacé, dans la mesure où l’exploitant dispose 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, par un plan d’inspection établi conformément à des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’Autorité de sûreté nucléaire. Ce plan d’inspection détaille l’ensemble des actions d’inspection mentionnées à l’article R. 557-14-4 du code de l’environnement.
« 2.4. L’exploitant met à jour le programme des opérations d’entretien et de surveillance chaque fois que nécessaire, compte tenu de l’usage effectif des équipements sous pression nucléaires, de leur évolution éventuelle en exploitation, en particulier de celle des propriétés des matériaux et des défauts et des dégradations constatés, ainsi que de l’expérience acquise et des résultats des opérations de contrôle.
« 2.5. Les essais non destructifs figurant dans le programme des opérations d’entretien et de surveillance ou dans les plans d’inspection sont mis en œuvre par du personnel qualifié, au degré d’aptitude approprié, approuvé par un organisme habilité mentionné au ii du a du 11° de l’article R. 557-4-2 du code de l’environnement.
« 2.6. Les procédés d’essai non destructif mis en œuvre sur les équipements sous pression nucléaires de catégories I à IV et de niveau N1 font l’objet, préalablement à leur utilisation, d’une qualification prononcée par un organisme accrédité 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. La qualification vise à démontrer que le procédé atteint les objectifs qui lui sont assignés.
« 2.7. Le programme des opérations d’entretien et de surveillance des tuyauteries et des récipients peut comprendre également les opérations qui concernent les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés.
« 2.8. Les assemblages permanents entre équipements sont intégrés dans le programme des opérations d’entretien et de surveillance d’un des équipements concernés.

« 3. Suivi en service : inspection périodique des équipements sous pression nucléaires
« Les conditions des inspections périodiques mentionnées au point 2.1 de la présente annexe sont précisées comme suit.
« 3.1. L’inspection périodique est réalisée pour les équipements sous pression nucléaires suivants :
« – les récipients et tuyauteries de catégories I à IV et de niveau N1, ainsi que les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés ;
« – les récipients et tuyauteries de catégories II à IV et de niveau N2, ainsi que 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 N3, ainsi que les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés.
« 3.2. L’inspection périodique est réalisée sous la responsabilité de l’exploitant par une personne compétente apte à reconnaître les défauts et les dégradations susceptibles d’être rencontrés et à en apprécier la gravité. L’Autorité de sûreté nucléaire peut récuser la personne ayant procédé à l’inspection périodique si elle estime qu’elle ne satisfait pas à ces conditions. La récusation est notifiée à l’intéressé et à l’exploitant.
« 3.3. L’intervalle entre deux inspections périodiques ne peut dépasser :
« – 12 mois pour les équipements sous pression nucléaires en matériaux autres que métalliques, sauf si ces matériaux font l’objet d’essais de vieillissement réalisés conformément à un cahier des charges accepté par l’Autorité de sûreté nucléaire, auquel cas l’intervalle est porté à 40 mois ;
« – 40 mois pour les récipients et les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés ;
« – 40 mois pour les tuyauteries de niveau N1 et les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés ;
« – 72 mois pour les tuyauteries de niveau N2 et les accessoires de sécurité qui leur sont associés et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, la somme de deux intervalles consécutifs n’excédant pas 120 mois.
« L’échéance des inspections périodiques est calculée à partir de la date de mise en service ou de la dernière inspection périodique de l’équipement.
« En cas de chômage de l’équipement sous pression nucléaire à l’expiration de cet intervalle, l’inspection périodique peut être différée mais doit précéder la remise en service de l’équipement.
« 3.4 L’inspection périodique d’un récipient ou d’une tuyauterie comprend :
« – une vérification extérieure de l’équipement sous pression nucléaire ainsi que des accessoires de sécurité qui lui sont associés et des accessoires sous pression qui y sont raccordés ;
« – une vérification extérieure des assemblages permanents réalisés sur l’équipement sous pression nucléaire ;
« – des vérifications et des essais de fonctionnement adaptés à la nature et à la fonction des accessoires de sécurité associés à l’équipement sous pression nucléaire.
« Lorsqu’un accessoire de sécurité protège plusieurs équipements sous pression nucléaires, la vérification extérieure de l’accessoire de sécurité et les vérifications et essais de fonctionnement peuvent n’être réalisés que lors de l’inspection périodique de l’équipement sous pression nucléaire dont la périodicité de l’inspection périodique est la plus petite.
« Lorsque plusieurs accessoires de sécurité protègent un ou plusieurs équipements sous pression nucléaires et afin de réduire le plus possible leur risque de défaillance de mode commun, les opérations d’inspection périodique de chaque accessoire de sécurité peuvent être réalisées à des échéances anticipées de celles des équipements sous pression nucléaires protégés.
« Pour les récipients, l’inspection périodique comporte également une vérification intérieure, sauf lorsque l’exploitant peut garantir que ces récipients ont été continûment remplis d’un fluide dont les caractéristiques sont telles qu’aucun phénomène de dégradation ne peut se produire. Dans ce cas, la dispense de vérification intérieure sur la base de justifications appropriées doit avoir été préalablement accordée par l’Autorité de sûreté nucléaire.
« Les vérifications extérieures et intérieures portent sur toutes les parties visibles après exécution de toutes les mises à nu et démontage de tous les éléments amovibles. Pour les équipements sous pression nucléaires revêtus extérieurement ou intérieurement, ainsi que pour les équipements sous pression nucléaires munis d’un garnissage intérieur, une partie de ces vérifications peut être remplacée si nécessaire par des examens spécifiques dont la nature et l’étendue tiennent compte des conditions d’exploitation, de surveillance et d’entretien et des conditions d’environnement de chaque équipement sous pression nucléaire. Ces examens spécifiques sont définis selon des guides professionnels, qui sont transmis à l’Autorité de sûreté nucléaire. Ces examens spécifiques sont soumis à l’avis d’un organisme habilité. Toute situation entraînant la mise à nu complète ou partielle de la paroi d’un tel équipement sera mise à profit pour procéder à sa vérification.
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 de leur niveau de sécurité, l’exploitant peut être dispensé du démontage de tous les éléments amovibles sous réserve de mettre en œuvre des programmes des opérations d’entretien et de surveillance leur garantissant un niveau de sécurité équivalent. La démarche d’élaboration de ces programmes des opérations d’entretien et de surveillance est transmise par l’exploitant à l’Autorité de sûreté nucléaire et prend en compte ses observations.
« Pour les tuyauteries calorifugées de niveau N2 et les accessoires sous pression qui y sont raccordés, les inspections périodiques peuvent se limiter aux zones jugées les plus vulnérables aux dégradations, sous réserve que les programmes des opérations d’entretien et de surveillance prévoient des dispositions spécifiques de surveillance concernant les autres zones, de nature à assurer leur vérification extérieure partielle. Le choix des zones jugées les plus vulnérables ainsi que les dispositions spécifiques concernant les autres zones et la périodicité de mise en œuvre de ces dispositions spécifiques de surveillance sont validés par un organisme habilité.
« 3.5. L’inspection périodique donne lieu à l’établissement d’un compte rendu mentionnant les dates et les résultats des opérations effectuées. Ce compte rendu est signé par la personne qui a procédé à l’inspection périodique et par l’exploitant. Dans le cas où l’inspection périodique met en évidence une altération du niveau de sécurité d’un équipement sous pression nucléaire, la remise en service de celui-ci est subordonnée au résultat favorable d’une nouvelle inspection périodique réalisée dans les mêmes conditions mais dont la portée peut être limitée aux seules parties concernées par cette altération.

« 4. Installation, modification et réparation des équipements sous pression nucléaires
« 4.1. Les dispositions prévues à l’article R. 557-14-3 du code de l’environnement sont précisées ci-dessous, sans préjudice de la réglementation relative aux installations nucléaires de base.
« a) L’installation d’un équipement sous pression nucléaire fait l’objet d’une évaluation de la conformité :
« – des assemblages permanents raccordant l’équipement aux autres équipements. Cette évaluation de la conformité est réalisée au regard d’exigences qui peuvent être précisées dans des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’Autorité de sûreté nucléaire. En l’absence de guide professionnel accepté, cette évaluation est réalisée au regard des exigences essentielles de sécurité relatives aux assemblages permanents définies au I de l’article 5 du présent arrêté, à l’exception de l’épreuve pour la vérification finale, pour la catégorie et, le cas échéant, le niveau les plus élevés des équipements assemblés deux à deux ;
« – de la protection contre le dépassement des limites admissibles, sans préjudice des dispositions de l’article 10-2 du présent arrêté. Lorsque la protection contre le dépassement des limites admissibles de cet équipement concerne également des équipements sous pression nucléaires fabriqués et protégés selon les dispositions du décret du 2 avril 1926 portant règlement sur les appareils à vapeur autres que ceux placés à bord des bateaux ou du décret du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz, cette évaluation de la conformité est réalisée au regard d’exigences essentielles de sécurité précisées dans des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’Autorité de sûreté nucléaire. Dans les autres cas, l’évaluation de la conformité est réalisée au regard des exigences essentielles de sécurité visées aux points 2.10 et 3.2.3 de l’annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée.

« Ces évaluations de la conformité sont réalisées selon les procédures qui peuvent être définies dans des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’Autorité de sûreté nucléaire. En l’absence de guide professionnel accepté par l’Autorité de sûreté nucléaire identifiant les procédures d’évaluation applicables, des dispositions équivalentes à l’application du module G ou B + F de l’annexe III de la directive du 15 mai 2014 susvisée sont appliquées. Au terme de ces évaluations de la conformité, lorsqu’elles font intervenir un organisme habilité, celui-ci délivre une attestation de la conformité à la suite de quoi l’exploitant établit et signe une déclaration de la conformité.
« b) Les tuyauteries sont repérées de façon à permettre leur identification et équipées de tous les accessoires nécessaires à leur bonne exploitation (notamment purges et évents).
« 4.2. Les modalités d’application des dispositions prévues à l’article R. 557-14-5 du code de l’environnement sont précisées comme suit.
« a) Toute réparation ou modification susceptible d’avoir une incidence sur la conformité de l’équipement aux exigences essentielles de sécurité définies à l’article R. 557-12-4 du code de l’environnement est dénommée notable.
« Pour les équipements dont la fabrication a été réalisée suivant les dispositions du titre II du présent arrêté, les réparations et modifications notables des équipements sous pression nucléaires font l’objet d’une évaluation de leur conformité, selon leur catégorie et leur niveau, aux exigences essentielles de sécurité définies au I de l’article 5 du présent arrêté. Pour les autres équipements, des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’ASN peuvent préciser les exigences essentielles de sécurité applicables. En l’absence de guide professionnel accepté, les exigences essentielles de sécurité définies au I de l’article 5 du présent arrêté sont applicables.
« Pour l’ensemble des équipements sous pression nucléaires, des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’ASN peuvent préciser :
« – les critères définissant les réparations et les modifications notables des équipements sous pression nucléaires ;
« – les opérations de réparation et modification pour lesquelles des essais non destructifs ou des vérifications appropriées peuvent se substituer à l’essai de résistance à la pression de la vérification finale ;
« – les procédures d’évaluation de la conformité applicables. Celles-ci sont définies sur la base de dispositions équivalentes à l’application des modules de l’annexe III de la directive du 15 mai 2014 susvisée. Certaines de ces procédures font intervenir un organisme habilité mentionné à l’article L. 557-31 du code de l’environnement habilité pour le suivi en service des équipements sous pression nucléaires.
« En l’absence de guide professionnel accepté identifiant les procédures d’évaluation applicables, des dispositions équivalentes à l’application des modules G ou B + F de l’annexe III de la directive du 15 mai 2014 susvisée sont appliquées.
« Cette évaluation peut ne concerner que la partie réparée ou modifiée selon des modalités définies dans les guides professionnels susmentionnés. Cette évaluation est réalisée à la demande de l’exploitant qui assume la responsabilité de la conception et de la fabrication de la réparation ou de la modification.
« Au terme de cette évaluation de la conformité, lorsqu’elle fait intervenir un organisme habilité, celui-ci délivre une attestation de conformité à la suite de quoi l’exploitant établit et signe une déclaration de conformité.
« b) Dans les autres cas, l’évaluation de la conformité est remplacée par l’examen par l’exploitant des documents d’accompagnement relatifs à la réparation ou la modification de l’équipement sous pression nucléaire, la réalisation d’une inspection visuelle et des essais non destructifs adaptés, qui peuvent se limiter aux parties réparées ou modifiées.

« 5. Dispositions applicables aux équipements non soumis aux points 1 à 4
« Les équipements sous pression nucléaires non soumis aux points 1 à 4 de la présente annexe et qui ne relèvent pas de l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé sont soumis aux dispositions suivantes.
« Les équipements sous pression nucléaires de catégorie I à IV sont installés en respectant les exigences essentielles de sécurité qui peuvent être précisées dans des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’Autorité de sûreté nucléaire. En l’absence de guide professionnel accepté, ces installations sont réalisées en respect des exigences essentielles de sécurité mentionnées au point 4.1 a de la présente annexe.
« Le dernier alinéa de l’article R. 557-14-4 du code de l’environnement est applicable.
« Les réparations et modifications sont réalisées dans les conditions du point 4.2 b de la présente annexe.

« 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.

« 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 3o 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. »

Art. 2. – L’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé est modifié comme suit :
I.– A la fin de l’article 1er un alinéa ainsi rédigé est ajouté :
« h) Accessoires de sécurité : accessoires de sécurité tels que définis à l’article R. 557-9-1 du code de l’environnement. »
II.– Aux I et II de l’article 4 et au I de l’article 12, les mots : « avec copie au directeur général de la sûreté nucléaire » sont supprimés.
III.– Le c du II de l’article 4 est remplacé par :
« c) La justification que les conditions d’exploitation visées au b permettent d’assurer :
« – en permanence le respect des dispositions réglementaires applicables à leur conception, y compris des aménagements régulièrement autorisés, et des exigences leur permettant de remplir avec les caractéristiques attendues la fonction prévue dans la démonstration de sûreté mentionnée au deuxième alinéa de l’article L. 593-7 du code de l’environnement en ce qui concerne la protection contre les surpressions, pour les équipements fabriqués conformément au décret du 2 avril 1926 susvisé ;
« – en permanence le respect des dispositions pertinentes des points 2.3 à 2.5 et 2.9 à 2.11 de l’annexe I de la directive 2014/68/UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l’harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression, pour les autres équipements ;
« – la capacité de l’ensemble des dispositifs de protection, au sens du point 2.10 de l’annexe I de la directive 2014/68/UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l’harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression, reconnus de haute fiabilité à limiter la pression atteinte lors des situations de deuxième catégorie à 100 % de la pression maximale admissible (PS), et à éviter lors des situations de quatrième catégorie la perte d’intégrité par surpression de l’appareil ;
« – la capacité des accessoires de sécurité à limiter la pression dans les situations de troisième catégorie à 110 % de la pression maximale admissible (PS) ;
« – la capacité des accessoires de sécurité à limiter la pression dans les situations de troisième catégorie à 120 % de la pression maximale admissible (PS) en considérant, pour ceux agissant par limitation directe de la pression, l’indisponibilité de l’un d’entre eux s’il y en a moins de quatre, et deux d’entre eux s’il y en quatre ou plus ;
« – la capacité des organes d’isolement et des organes pris en compte dans les justifications du premier tiret du présent point c à assurer leur fonction en situation de deuxième, troisième et quatrième catégorie, en s’appuyant notamment sur les résultats des qualifications de ces matériels ; »
IV.– Le dernier alinéa de l’article 8 est remplacé par l’alinéa suivant :
« Les personnels effectuant des opérations d’essai non destructif au titre du présent arrêté doivent être approuvés par un organisme habilité au titre de l’article R. 557-4-1 du code de l’environnement pour les activités visées au point 3.1.3 de l’annexe I de la directive 2014/68/UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l’harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression. »
V.– L’avant dernier tiret du point a) du I de l’article 10 est remplacé par :
« – le mode opératoire prévu et les résultats des qualifications réalisées. Pour les opérations de soudage, les qualifications doivent être approuvées par un organisme habilité à cet effet conformément au titre de l’article R. 557-4-1 du code de l’environnement. Dans ce cas, l’exploitant doit présenter les justificatifs correspondants ; »
VI.– Le point III de l’article 10 est remplacé par :
« III. – Les soudeurs et opérateurs de soudage réalisant des interventions doivent être approuvés par un organisme habilité au titre de l’article R. 557-4-1 du code de l’environnement pour les activités visées au point 3.1.2 de l’annexe I de la directive 2014/68/UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l’harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression. Les personnels effectuant des opérations d’essai non destructif doivent être approuvés dans les conditions prévues à l’article 8. »
VII.– Le point IV de l’article 10 est remplacé par :
« IV. – a) Les équipements sous pression nucléaires de remplacement sont fabriqués en application du titre II de l’arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection.
« b) Sans préjudice des dispositions de l’article 10-7 de l’arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection, les parties principales sous pression de remplacement des équipements sont fabriquées dans les conditions du titre II de ce même arrêté et leur conformité est évaluée, en l’absence de guide professionnel accepté par l’Autorité de sûreté nucléaire identifiant les procédures d’évaluation applicables, suivant des dispositions équivalentes à l’application des modules G ou B + F de l’annexe III de la directive 2014/68/UE du Parlement européen et du Conseil du 15 mai 2014 relative à l’harmonisation des législations des États membres concernant la mise à disposition sur le marché des équipements sous pression.
« Lorsque la fabrication d’une partie principale sous pression de remplacement n’est pas associée à la fabrication d’un équipement, l’évaluation de la conformité doit être réalisée à la demande de l’exploitant et ce dernier doit assumer la responsabilité de la conception et de la fabrication de la partie principale sous pression de remplacement de l’équipement.
« L’évaluation de la conformité est réalisée par :
« – l’Autorité de sûreté nucléaire quand la démonstration de sûreté nucléaire au sens de l’arrêté du 7 février 2012 susvisé de l’installation recourt à l’hypothèse d’exclusion de rupture de cette partie principale sous pression de remplacement ou lorsque la défaillance de cette partie peut conduire à des situations pour lesquelles le rapport de sûreté complété par les dossiers associés ne prévoit pas de mesures permettant de ramener l’installation dans un état sûr. L’Autorité de sûreté nucléaire peut, pour mener l’évaluation de la conformité, mandater, aux frais de l’exploitant ou le cas échéant du fabricant, pour tout ou partie des opérations ainsi requises, un organisme ;
« – dans les autres cas, par un organisme mentionné à l’article L. 557-31 du code de l’environnement habilité à évaluer la conformité des équipements sous pression nucléaires.
« Au terme de ces évaluations de la conformité, l’Autorité de sûreté nucléaire ou l’organisme habilité délivre une attestation de la conformité à la suite de quoi l’exploitant ou le cas échéant le fabricant établit et signe une déclaration de la conformité. Aucun marquage n’est apposé sur la partie principale sous pression de remplacement.
« Nonobstant les dispositions du II de l’article 6 de l’arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection, l’exploitant n’a pas à soumettre son système de management de la qualité à une évaluation de la conformité.
« Des guides professionnels préalablement soumis à l’acceptation de l’Autorité de sûreté nucléaire peuvent préciser le contenu de la documentation technique et les adaptations nécessaires des exigences essentielles de sécurité définies au I de l’article 5 de l’arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection dont l’application n’est pas compatible avec les règles appliquées pour les équipements 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 ou du décret du 18 janvier 1943 portant règlement sur les appareils à pression de gaz et de leurs textes d’application.
« Les autres parties sous pression de remplacement sont fabriquées sous la responsabilité de l’exploitant. Elles ne font pas l’objet d’un suivi de fabrication de la part d’un organisme habilité.
« c) L’Autorité de sûreté nucléaire peut fixer par décision les conditions dans lesquelles le montage des équipements de remplacement et des parties principales sous pression de remplacement des équipements peut être effectué. »
VIII.– Au I de l’article 9, les mots : « III de l’article 15 » sont remplacés par les mots « II de l’article 15 ».
IX.– L’avant dernier alinéa du point III de l’article 15 est complété par :
« Lors de cet examen, les appareils peuvent être mis, et par la suite maintenus, en pression pour permettre de démontrer l’aptitude des accessoires de sécurité à assurer leur fonction de protection contre le dépassement des limites admissibles si les opérations nécessaires à garantir cette aptitude ne peuvent être réalisées que dans de telles conditions d’essais. Cette mise en pression et ce maintien en pression ne correspondent pas à une remise en service des appareils, au sens de l’article 16 du présent arrêté. ».
X.– Au premier alinéa de l’article 16, les mots : « à l’article 14 » sont remplacés par les mots : « aux articles 9 ou 14 ».
XI.– A l’article 16, le mot : « remis » est remplacé par les mots : « mis ou remis » et le mot : « remise » est remplacé par les mots : « mise ou remise ».
XII.– Au dernier alinéa de l’article 16, les mots : « Sur proposition du directeur régional de l’industrie, de la recherche et de l’environnement, le préfet de département territorialement compétent » sont remplacés par les mots : « L’Autorité de sûreté nucléaire » et les mots « décision du préfet » sont remplacés par les mots : « décision de l’Autorité de sûreté nucléaire ».
XIII.– Les mots : « directeur régional de l’industrie, de la recherche et de l’environnement territorialement compétent », « directeur de la sûreté des installations nucléaires », « directeur régional de l’industrie, de la recherche et de l’environnement » et « préfet de département territorialement compétent » sont remplacés par les mots : « Autorité de sûreté nucléaire ».

Art. 3. – L’article 5.1 de l’arrêté du 7 février 2012 susvisé est remplacé par les dispositions suivantes : « Les dispositions relatives aux équipements sous pression spécialement conçus pour les installations nucléaires de base sont fixées par le présent arrêté, l’arrêté du 10 novembre 1999 susvisé et l’arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires et à certains accessoires de sécurité destinés à leur protection. »

Art. 4. – I. – L’article 13 de l’arrêté du 30 décembre 2015 susvisé est remplacé par les alinéas suivants :
« Art. 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 a) de l’annexe V du présent arrêté, n’est applicable que pour les installations réalisées après le 1er janvier 2021. »
II.– Les I et II de l’article 10-1 de l’arrêté du 30 décembre 2015 susvisé, créés par le présent arrêté, entrent en vigueur à la date du 1er janvier 2019.
III.– L’article 10-5 de l’arrêté du 30 décembre 2015 susvisé, créé par le présent arrêté, entre en vigueur à la date du 1er janvier 2019.
IV.– Le point 5 de l’annexe V de l’arrêté du 30 décembre 2015 susvisé, créé par le présent arrêté, entre en vigueur à la date du 1er janvier 2019.
V.– L’annexe VII de l’arrêté du 30 décembre 2015 susvisé, créée par le présent arrêté, entre en vigueur à la date du 1er janvier 2019.
VI.– Après l’article 19 de l’arrêté du 10 novembre 1999 est inséré l’article suivant :
« Art. 19-1. – La demande d’évaluation de la conformité ainsi que la responsabilité de la conception et de la fabrication des parties principales sous pression de remplacement prévue au b du IV de l’article 10 du présent arrêté, peut être assumée par le fabricant pour les parties principales sous pression de remplacement dont la fabrication a débuté avant le 31 décembre 2020. »

Art. 5. – L’arrêté du 12 décembre 2005 relatif aux équipements sous pression nucléaires est abrogé.

Art. 6. – Le directeur général de la prévention des risques est chargé de l’exécution du présent arrêté, qui sera publié au Journal officiel de la République française.


Fait le 3 septembre 2018.

Pour le ministre d’Etat et par délégation :
Le directeur général  de la prévention des risques,
C. BOURILLET

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