J.O. 204 du 4 septembre 2003       J.O. disponibles       Alerte par mail       Lois,décrets       codes       AdmiNet

Texte paru au JORF/LD page 15178

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Arrêté du 15 juillet 2003 autorisant la Compagnie générale des matières nucléaires à recevoir et à entreposer des matières nucléaires dans la piscine NPH et l'atelier BST 1 de l'établissement de La Hague

NOR : INDI0301752A


Le ministre de l'économie, des finances et de l'industrie et la ministre de l'écologie et du développement durable,

Vu le décret du 10 janvier 2003 autorisant la Compagnie générale des matières nucléaires à modifier l'installation nucléaire de base UP2-800 située sur le site de La Hague, et notamment son article 5, Arrêtent :


Article 1


La Compagnie générale des matières nucléaires (COGEMA) est autorisée à recevoir, à décharger et à entreposer dans la piscine NPH appartenant à l'installation nucléaire de base UP2-800 située sur le site de La Hague les matières radioactives définies ci-après, sans préjudice du respect des prescriptions techniques associées :

1. Des combustibles irradiés dont les caractérisques appartiennent au domaine suivant :

- combustible à base d'oxyde d'uranium naturel enrichi pour réacteur à eau légère sous pression de section ne dépassant pas 230 x 230 mm² et présentant une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 50 000 mégawatts.jours par tonne, une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 4 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde d'uranium naturel enrichi pour réacteur à eau légère bouillante de section ne dépassant pas 134,5 x 134,5 mm², ne dépassant pas 142 x 142 mm² pour les éléments combustibles reconstitués et présentant une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 50 000 mégawatts.jours par tonne, une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 5 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde d'uranium de retraitement enrichi pour réacteur à eau légère sous pression de section ne dépassant pas 214,5 x 214,5 mm² et présentant une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 50 000 mégawatts.jours par tonne, une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 3,75 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium pour réacteur à eau légère sous pression présentant une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 50 000 mégawatts.jours par tonne, un rapport Pu/U + Pu avant irradiation au plus égal à 8,65 % en masse ;

- combustible pour réacteurs de recherche issus des réacteurs BR2 MOL, Orphée, Siloé, IN2P3, Scarabée, Hifar et Moata de l'Ansto présentant une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 93,50 % en masse ;

2. Des combustibles à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium non irradiés dont les caractéristiques appartiennent au domaine suivant :

- de type 15 x 15, de section 214,5 x 214,5 mm² présentant un rapport Pu/U + Pu au plus égal à 8 % en masse ;

- de type 17 x 17, de section 214,5 x 215,5 mm² présentant un rapport Pu/U + Pu au plus égal à 12,50 % en masse ;

- étuis de type AA 244 ou AA 365 de crayons combustibles présentant un rapport Pu/U + Pu inférieur ou égal à 12,50 % ;

3. Des combustibles et substances radioactives ayant fait l'objet, dans le passé, d'une autorisation spécifique délivrée par le directeur général de la sécurité nucléaire et de la radioprotection et dont les caractéristiques sont les suivantes :

- combustible à base d'oxyde d'uranium naturel enrichi pour réacteur à eau légère sous pression en carquois de section 214 x 214 mm² et présentant une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 31 510 mégawatts.jours par tonne, une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 3,50 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde d'uranium naturel enrichi pour réacteur à eau légère sous pression de section 214 x 214 mm² et présentant une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 60 000 mégawatts.jours par tonne, une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 3,81 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde d'uranium naturel enrichi pour réacteur à eau légère sous pression de section 214 x 214 mm² et présentant une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 50 000 mégawatts.jours par tonne, une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 4,04 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium pour réacteur à eau légère sous pression de section 188,4 x 188,4 mm² présentant un rapport Pu/U + Pu avant irradiation au plus égal à 7,93 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium pour réacteur à eau légère sous pression de section 228,8 x 228,8 mm² présentant un rapport Pu/U + Pu avant irradiation au plus égal à 4,33 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium pour réacteur à eau légère sous pression de section 214,5 x 214,5 mm² présentant un rapport Pu/U + Pu avant irradiation au plus égal à 4,04 % en masse ;

- combustible à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium non irradié de type 16 x 16, de section 230 x 230 mm² présentant un rapport Pu/U + Pu au plus égal à 6,50 % en masse ;

4. Des squelettes d'assemblages combustibles activés issus d'assemblages combustibles irradiés desquels la totalité des crayons combustibles a été extraite dans les piscines des réacteurs.

Article 2


La réception, le déchargement et l'entreposage de tout nouveau lot dont les caractéristiques ne diffèrent pas significativement, au sens de l'article 5 du décret du 10 janvier 2003 susvisé, de celles précisées au 3 de l'article 1er ci-dessus doivent cependant faire l'objet d'un accord opérationnel du directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.

Article 3


Le transfert d'emballages de type FS65 en emballages de type TN17/2 et TN12/2 est autorisé dans l'atelier NPH pour des assemblages combustibles à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium non irradiés, présentant un rapport Pu/U + Pu avant irradiation au plus égal à 10,25 % en masse.

Article 4


La réception, le déchargement et l'entreposage d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium et d'oxyde de plutonium provenant des usines de fabrication de combustibles MOX, de l'usine de Hanau (Allemagne), du magasin central des matières fissiles de Cadarache et de l'établissement COGEMA de Marcoule sont autorisés dans l'atelier BST 1.

Article 5


Le directeur général de la sûreté nucléaire et de la radioprotection est chargé de l'exécution du présent arrêté, qui sera publié au Journal officiel de la République française.


Fait à Paris, le 15 juillet 2003.


Le ministre de l'économie,

des finances et de l'industrie,

Pour le ministre et par délégation :

Le directeur général de la sûreté nucléaire

et de la radioprotection,

A.-C. Lacoste

La ministre de l'écologie

et du développement durable,

Pour la ministre et par délégation :

Le directeur général de la sûreté nucléaire

et de la radioprotection,

A.-C. Lacoste