Projet de guide de l’ASN et de l’IRSN relatif aux exigences de sûreté et recommandations pour la conception de réacteurs à eau sous pression

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur

L’article 3.3.1.4.2 introduit les règles d’étude applicables aux conditions de fonctionnement de référence de catégorie 2 à 4. Les articles suivants (i.e. 3.3.1.4.3 à 3.3.1.4.6) qui déclinent l’article 3.3.1.4.2 sont également applicables aux conditions de fonctionnement de référence de catégorie 2 à 4 et non aux conditions de catégorie 1.

En conséquence, nous proposons les modifications suivantes pour limiter le champ d’application des articles 3.3.1.4.3 à 3.3.1.4.6 aux conditions de fonctionnement de catégories 2 à 4.

Proposition de modification:

Les règles d’études des conditions de fonctionnement de référence de catégories 2 à 4 sont telles que :

·     les EIP bénéficiant d’un classement adéquat (au sens défini au chapitre IV.2.1 du présent guide) peuvent être pris en compte ;

·    les systèmes, structures et composants qui ne sont pas des EIP ou ne bénéficiant pas d’un classement adéquat (au sens défini au IV.2.1) :

o    sont pris en compte si l’effet de leur fonctionnement normal est pénalisant au regard du respect des critères techniques d’acceptation associés à la condition de fonctionnement de référence ;

o    peuvent, à titre d’exception être pris en compte pour leur effet favorable au regard du respect des critères techniques d’acceptation associés à la condition de fonctionnement de référence, moyennant l’application d’exigences appropriées. Il est vérifié que l’absence de prise en compte de ces SSC dans la démonstration de sûreté est enveloppée en termes de conséquences par une autre condition de fonctionnement de référence qui peut être de catégorie identique ou supérieure ;

o    peuvent être pris en compte pour leur effet favorable, sous réserve de justifications de leur capacité à fonctionner dans les conditions d’ambiance associées à la condition DBC pour la durée nécessaire, s’ils sont en service avant l’occurrence de l’initiateur et restent en fonctionnement, dans les mêmes conditions que celles précédant l’occurrence de l’initiateur (pas de changement d’état, pas de changement des paramètres de fonctionnement et d’environnement). Il est vérifié que l’absence de prise en compte de ces SSC dans la démonstration de sûreté est enveloppée en termes de conséquences par une autre condition de fonctionnement de référence qui peut être de catégorie identique ou supérieure ;

·    les régulations qui, en application de la règle générale, ne seraient pas prises en compte, sont supposées laisser les équipements qu'elles commandent dans la position que ceux-ci avaient à l'instant initial ;

·       les EIP pris en compte dans la démonstration de sûreté sont supposés fonctionner correctement à leur niveau de performances globalement le plus pénalisant vis-à-vis du respect des critères techniques d’acceptation pour la condition de fonctionnement.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur

Proposition de précision

Les critères techniques d’acceptation relatifs au comportement du combustible portent notamment sur la température maximale des pastilles de combustible, sur le rapport de flux thermique critique, sur la tenue mécanique des gaines du combustible, sur la température de ces gaines, leur niveau d’oxydation ou leur teneur en hydrures, ainsi que sur la fraction de crayons combustible dont la gaine est endommagée.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique mineur

Certaines valeurs limites peuvent être difficilement voire ne sont pas accessibles par mesures directes, mais plutôt par modélisation physique supportée par des mesures indirectes. La spécification proposée dans la dernière phrase est donc trop restrictive.

Proposition de modification:

Les critères techniques d’acceptation portent sur des grandeurs représentatives des phénomènes physiques limitatifs, accessibles par le calcul ou mesurables sur l’installation. Les valeurs limites sont, autant que possible, déterminées sur la base d’expérimentations représentatives des situations rencontrées dans les conditions de fonctionnement de référence.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

A l’identique des articles 3.3.1.2.4 et 3.3.1.2.7 relatifs aux conséquences autorisées sur la première barrière en catégories 1, 2 et 3, l’article 3.3.1.2.8 devrait préciser les conséquences autorisées sur la première barrière pour les accidents de catégorie 4. Cet article, en stipulant la fusion à cœur de la pastille combustible, dépasse la seule définition de l’exigence de sûreté en adressant le critère technique d’acceptation alors que, conformément aux Directives Techniques section D2.2, ces critères doivent « être proposés et justifiés par le concepteur ».

Le critère d’acceptation retenu en catégorie 4 sera gradué par rapport au critère de catégorie 3, en application de l’article 3.3.1.3.1.

Proposition de modification:Pour les accidents de catégorie 4 :

·         les conséquences éventuelles sur la pastille et sur la gaine restent limitées pour permettre le respect des objectifs de sûreté ;

·      le CPP ne subit pas de dommages affectant son intégrité autres que les conséquences directes de l’EIU ;

.     l’intégrité de l’enceinte de confinement est assurée et les autres composants de la 3^ème barrière ne subissent pas de dommages affectant leur intégrité autres que les conséquences directes de l’EIU.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

A l’identique de l’article 3.3.1.2.4 relatif aux conséquences autorisées sur la première barrière en catégories 1 et 2, l’article 3.3.1.2.5 devrait préciser les conséquences autorisées sur la première barrière pour les accidents de catégorie 3. Cet article, en exigeant l’absence de fusion à cœur de la pastille combustible, dépasse la seule définition de l’exigence de sûreté en imposant le critère technique d’acceptation alors que, conformément aux Directives Techniques section D2.2, ces critères doivent « être proposés et justifiés par le concepteur ».

Par ailleurs, alors qu’il est d’usage de vérifier par découplage l’absence de fusion à cœur de la pastille combustible pour justifier de l’intégrité de la gaine du combustible en catégorie 2, exiger le même critère en catégorie 3 est contraire au principe de gradation des conséquences autorisées rappelé à l’article 3.3.1.3.1. De même, le critère d’acceptation retenu en catégorie 3 sera gradué par rapport au critère de catégorie 4, en application de l’article 3.3.1.3.1.

Enfin, l’instruction des critères d’acceptation relatifs à la première barrière fait aujourd’hui l’objet d’une instruction spécifique en cours et d’un Groupe Permanent spécifique (GP « Critères de tenue du combustible ») prévu en 2017. Le Guide ne devrait pas préjuger des conclusions de ce Groupe Permanent.

En conséquence, nous proposons de réviser l’article 3.3.1.2.7.

Proposition de modification

Pour les accidents de catégorie 3 :

·        les conséquences éventuelles sur la pastille et sur la gaine restent limitées pour permettre le respect des objectifs de sûreté ;

·        les dommages subis par la structure des assemblages de combustible et les crayons de combustible ne remettent pas en cause la possibilité de déchargement et d’entreposage du combustible ;

·         le CPP ne subit pas de dommages affectant son intégrité autres que les conséquences directes de l’EIU ;

·    l’intégrité de l’enceinte de confinement est assurée et les autres composants de la 3^ème barrière ne subissent pas de dommages affectant leur intégrité autres que les conséquences directes de l’EIU.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

Cet article introduit l’objectif de non relâchement de fluide primaire dans l’enceinte en condition de catégorie 2, en le positionnant au même niveau d’exigence que la réalisation des fonctions de sûreté fondamentales (sous-criticité, évacuation de la puissance résiduelle, confinement) et que le respect de l’intégrité du combustible (article précédent 3.3.1.2.4).

Sans précision particulière, les règles d’étude et de classement associées à la démonstration de sûreté des conditions DBC s’appliquent, en particulier :

·         Le cumul de l’aggravant et de la maintenance préventive (article 3.3.1.4.2),

·        La valorisation des seuls systèmes classés au plus haut niveau de sûreté (article 3.3.1.4.3) pour l’atteinte de l’état contrôlé puis de l’état sûr (respectivement F1A et F1B dans la terminologie du réacteur EPR). Ce classement requiert en particulier la réalisation du Contrôle-Commande par le Système de Protection du réacteur (PS pour F1A) et le Système des Automatismes de Sûreté (SAS pour F1B).

Ces règles ont été définies pour la conception des systèmes de protection (AAR) et de sauvegarde (RIS, ASG …). Elles sont inappropriées pour la conception des systèmes qui préviennent le relâchement de fluide primaire dans l’enceinte, que sont actuellement l’aspersion normale du pressuriseur et le système RCV. Leur application sur les systèmes existants conduirait à un surdimensionnement significatif (ex : 3 pompes RCV, contrôle-commande des régulations/limitations dans le système de protection …) avec des conséquences négatives (complexité accrue, défense en profondeur affaiblie …). Par ailleurs, l’ajout de systèmes dédiés au respect de cet objectif conduirait également à complexifier l’installation sans bénéfice réel pour la sûreté.

L’objectif de non relâchement de fluide primaire dans l’enceinte est en fait un critère de découplage par rapport à l’exigence de confinement des matières radioactives dans l’enceinte, laquelle doit impérativement être vérifiée par application stricte des règles d’étude et de classement DBC (activité maximale du circuit primaire en limite des spécifications techniques d’exploitation, isolement F1A de l’enceinte sur détection d’activité …). Dans la mesure où la quantité de fluide primaire relâchée dans l’enceinte en cas d’incident de catégorie 2 ne remet pas en cause le respect des objectifs radiologiques de catégorie 2, il n’y a pas lieu d’exiger la démonstration, selon les règles/méthodes du domaine de conception de référence, de l’absence de relâchement de fluide primaire dans l’enceinte.  

Nous proposons de ne pas associer le respect de cet objectif de non relâchement de fluide primaire dans l’enceinte en condition DBC2, à l’application des règles d’étude et de classement DBC.

Nous considérons par contre que le respect de cet objectif après un évènement initiateur DBC2 est un bon objectif de conception qui doit être visé avec un dimensionnement adéquat des systèmes et équipements concernés (aspersion PZR, réservoir RDP, décharges PZR). Le positionnement de l’article au chapitre V.2.4 serait donc préférable.

Proposition de modification

5.2.4.x La conception vise à ce que les conditions de fonctionnement de référence de catégorie 2 n’induisent pas de relâchement de fluide primaire dans l’enceinte. Le respect de cet objectif ne requiert pas l’application des règles d’étude et de classement des conditions DBC, les systèmes appartenant aux niveaux 1 et 2 de la défense en profondeur peuvent être valorisés (régulations principales, limitations) dans la mesure où leur disponibilité est justifiée.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

Les études relatives à l’usure ou à la fatigue se limitent aux situations de fonctionnement normal alors que l’IPG est étudié exclusivement en catégorie 2, les conclusions de ces études étant étendues en catégorie 1.

Les études d’interaction pastille-gaine (IPG-CSC) sont réalisées, pour le parc en exploitation comme pour l’EPR Flamanville 3, suivant des règles spécifiques, qui assurent une démonstration robuste et enveloppe.

Ce caractère spécifique des études d’IPG-CSC par rapport aux études de catégorie 2 est justifié par le fait que le phénomène d’IPG-CSC ne conduit pas à la rupture du crayon combustible mais à une fissuration localisée et très limitée de la gaine, sans risque de propagation.

L’adoption, pour les études IPG-CSC, des règles d’études génériques du domaine de conception de référence n’est pas justifiée en regard du risque associé.

En conséquence, nous proposons que le caractère spécifique des études d’IPG-CSC soit maintenu avec les règles spécifiques actuelles, compte tenu des risques associés.

Par ailleurs, nous proposons de distinguer les phénomènes physiques dont les conséquences sont étudiées en catégorie 1 ou en catégorie 2.

Proposition de modification

Les conditions de fonctionnement des catégories 1 et 2 n’entraînent pas la perte d’intégrité¹⁰ d’une barrière de confinement, c’est-à-dire une altération irréversible de cette barrière remettant en cause l’efficacité prévue dans la démonstration de sûreté nucléaire.

En particulier, l’intégrité des crayons de combustible vis-à-vis des différents modes d’endommagement¹¹ est démontrée : les différents phénomènes physiques (hydrauliques, thermo-hydrauliques, mécaniques et thermiques) sollicitant la première barrière de confinement sont pris en compte avec, en ce qui concerne l’IPG, des règles d’études et des critères techniques d’acceptation adaptés à la nature de ce risque.

¹⁰ L’ouverture contrôlée d’une vanne ou l’ouverture momentanée d’une soupape ne constitue pas une perte d’intégrité si cette ouverture est prévue dans la démonstration de sûreté nucléaire.

¹¹ Ils incluent notamment l’usure, la fatigue, en catégorie 1 ; l’IPG, les conséquences de la crise d’ébullition, en catégorie 2. 

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique mineur

Nous tenons à rappeler que la pratique actuelle consiste à limiter les évènements chaudière à considérer dans le dimensionnement aux évènements de fréquence d’occurrence supérieure à 10^-6 par année et par réacteur, cette fréquence définissant la limite de la 4^ème catégorie du domaine de dimensionnement de référence.

La rédaction actuelle de l’article 3.3.1.1.3, pourrait conduire, via l’application des règles d’études DBC (i.e. défaillance unique, cumul MDTE, mode de pénalisation conservatif, maintenance préventive, valorisation des seuls équipements bénéficiant d’un classement de sûreté adéquat) à étudier et définir des dispositions classées de sûreté pour des séquences de l’ordre de qqE-10/a.r (fréquence de l’initiateur et de l’état initial de qqE-7 x probabilité(défaillance unique) 1E-2 x probabilité(Maintenance Préventive) 1E-1 = 1E-10/ a.r) qui ne représentent que des contributions négligeables au risque de fusion du cœur. Nous estimons que les ressources/efforts (volume d’études, modifications de conception,…) nécessaires à l’étude de telles séquences seraient disproportionnés en regard du faible enjeu de sûreté. Nous estimons que cette démarche pourrait même aller à l’encontre de la sûreté, notamment si, pour accommoder ces évènements hypothétiques dans le domaine de conception de référence, la gestion des situations plus fréquentes devait être dés-optimisée.

Par ailleurs, les combinaisons d’EIU et d’états initiaux de courte durée seront capturés et considérés par l’EPS de référence au titre de la démonstration de sûreté probabiliste. Leur modélisation probabiliste sera alors alimentée par des études support EPS dédiées, menées avec des hypothèses réalistes plus cohérentes avec leur fréquence d’occurrence hypothétique que les hypothèses et règles DBC.

Si de telles combinaisons devaient conduire à des conséquences dépassant les critères d’acceptation des accidents de catégorie 4, alors ces situations seront considérées au titre des articles 3.2.5 et 3.2.6.

En conséquence, nous proposons de supprimer la considération des « conséquences possibles » comme critère de sélection.

Proposition de modification:

Les conditions de fonctionnement de référence sont classées en catégories. La répartition dans les différentes catégories est réalisée principalement selon les fréquences d’occurrence estimées des groupes d’EIU correspondants.

Les conditions de fonctionnement de référence sont classées en quatre catégories :

·     le fonctionnement normal (catégorie 1 ou DBC1), où l’installation est maintenue dans les limites  définies par ses spécifications techniques d’exploitation;

·   les incidents (catégorie 2 ou DBC2), de fréquence annuelle d’occurrence estimée par réacteur supérieure à 10^-2 ;

·     les accidents de catégorie 3 (ou DBC3), de fréquence annuelle d’occurrence estimée par réacteur supérieure à 10^-4 et inférieure à 10^-2 ;

.    les accidents de catégorie 4 (ou DBC4), de fréquence annuelle d’occurrence estimée par réacteur inférieure à 10^-4 et qui n’ont pas été exclus au titre de l’article 3.2.2. Les combinaisons non plausibles d’accident et d’états initiaux peuvent, sous réserve de justifications appropriées, ne pas être examinées.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur

Proposition en cohérence avec la réglementation, i.e. article 3.4 de l’Arrêté du 7 février 2012.

Proposition de modification:

Les barrières mentionnées au 2.2.2.1 du présent guide sont :

·         suffisamment indépendantes entre elles ;

·      conçues de telle sorte que la défaillance d’une barrière n’entraîne pas la défaillance d’une barrière l’entourant.

De plus, leur conception résulte d’une démarche prudente, incluant des marges visant à éviter ou retarder leur défaillance en cas de sollicitation en fonctionnement normal et lors d’incidents ou d’accidents.

Les exigences de conception associées aux barrières et les dispositions prises aux différents niveaux de la défense en profondeur permettent que soient assurées les fonctions mentionnées au I de l’article 3.4 de l’arrêté du 7 février 2012.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur

Proposition de rédaction alternative, conforme à la pratique actuelle (EPR Flamanville 3) ou avec les Directives Techniques section C.2.2.

Proposition de modification:

2.1.2.3 En particulier, pour les risques de nature radiologique, la conception vise à ce que :

·      pour les accidents sans fusion de combustible (dans le réacteur ou en piscine), les conséquences radiologiques soient aussi faibles que raisonnablement possible et que, en tout état de cause, elles ne conduisent pas à la nécessité de mettre en oeuvre des mesures de protection des populations (pas de mise à l’abri, pas de prise d’iode stable, pas d’évacuation, pas de restriction sur la consommation des denrées alimentaires ou alors une restriction limitée dans l’espace et dans le temps);

·      la fréquence estimée de fusion de combustible soit inférieure à 10^-5 par année et par réacteur en tenant compte de tous les types de défaillances (humaines, matérielles) et d’agressions (hors actes de malveillance). Cette évaluation est confortée par des analyses d’incertitudes et de sensibilité. En pratique, l’objectif probabiliste de sûreté est décliné en plusieurs cibles probabilistes qui se réfèrent à un périmètre réduit d’évènements initiateurs ou d’état de fonctionnement de la tranche. Ainsi, des valeurs d'orientation de 10^-6 par année et par réacteur pour les fréquences de fusion de combustible dues aux évènements initiateurs internes chaudière (i.e. hors agressions d’origine interne ou externe) respectivement pour les états en puissance et les états d’arrêt du réacteur peuvent être retenues  ;

·        les accidents avec fusion de combustible susceptibles de conduire à des rejets radioactifs importants⁶ ou à des rejets radioactifs hors du site avec une cinétique qui ne permettrait pas la mise en œuvre à temps des mesures nécessaires de protection des populations soient rendus physiquement impossibles ou à défaut extrêmement improbables avec un haut degré de confiance ;

·        les mesures de protection des populations qui seraient nécessaires dans le cas des autres accidents avec fusion de combustible soient limitées dans l’espace et dans le temps (pas de relogement permanent, pas d’évacuation en dehors du voisinage immédiat du site, pas de mise à l’abri en dehors du voisinage du site, pas de restriction de consommation des denrées alimentaires sur le long terme en dehors du voisinage du site). Dans ce but, ces accidents ne conduisent pas à une contamination de larges étendues et à une pollution des milieux sur le long terme.

⁶ Il s’agit de rejets nécessitant la mise en oeuvre de mesures de protection des populations qui ne pourraient pas être limitées en termes d’étendue et de durée.  

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur

L’arrêté du 26 avril 2011 relatif aux MTD est seulement applicable dans sa version en vigueur à la date de publication de l’arrêté INB.

Note de bas de page 5 : l’arrêté cité du 2 mai 2013 n’est pas mentionné en annexe de l’arrêté INB ; il n’est pas applicable aux INB.

Nous proposons de supprimer la note de bas de page 5.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire général majeur

Alors que le vocable EIP est défini par la réglementation, de nouvelles notions sont introduites au §1.6.1 : « composant IP », « structure IP », et « systèmes IP ». Selon nous, ces notions nouvelles sont susceptibles de complexifier la déclinaison pratique de la notion d’EIP (Equipement Important pour la Protection) dont la mise en application concrète est déjà difficile.

Pour prendre un exemple, l’assemblage combustible est un EIP, mais il n’est pas souhaitable d’entrer dans le détail en distinguant tous les composants de l’assemblage (pastilles, gaines, grille, embouts, etc…) qui pourraient assez naturellement être identifiés comme des « composants IP » au sens proposé au §1.6.1.

Notre proposition vise à ne pas introduire de confusion dans la réglementation.

Proposition de modification:

(…)

Dans la suite du guide, sauf mention particulière, le terme EIP est à comprendre comme un EIP nécessaire à la démonstration de sûreté nucléaire pour les risques de nature radiologique. Si la recommandation porte sur un EIP qui est une structure ou un composant pris en compte individuellement, le terme « structure IP » ou « composant IP » peut être utilisé. Le cas échéant, si la recommandation porte sur l’ensemble des EIP d’un système, le terme « système IP » peut être utilisé. Ces termes sont utilisés par commodité de lecture. Ils n’ont pas pour objet de décliner le terme réglementaire EIP.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur

Proposition de mise en cohérence avec le titre des parties.

Proposition de modification :

Le guide est structuré en 8 parties :

1) la présente partie I constitue l’introduction du guide ; elle comporte également les définitions spécifiques pour le guide ;
2) la partie II présente les objectifs et principes généraux de conception ;
3) la partie III porte sur la démarche générale de conception ;
4) la partie IV traite des exigences et recommandations générales de conception ;
5) la partie V traite d’exigences et recommandations spécifiques de conception des barrières ;
6) la partie VI traite d’exigences et recommandations spécifiques à certaines fonctions de sûreté radiologiques ;
7) la partie VII énonce d’autres exigences et recommandations spécifiques de conception ;
8) la partie VIII porte sur la documentation de conception.

 Il comporte en outre trois annexes :

Annexe 1 : définitions
Annexe 2 : correspondance avec la terminologie utilisée dans les textes internationaux (AIEA, WENRA)
Annexe 3 : RFS et guides de l’ASN applicables à la date de parution du présent document.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire général majeur

Les objectifs de sûreté pour les réacteurs existants sont déjà cadrés par d’autres textes réglementaires ou prescriptifs (article L.593-18 et suivants du code de l’environnement portant les exigences et prescriptions relatives au fonctionnement de l’INB et notamment la nécessité de procéder à un réexamen de sûreté en prenant en compte les meilleures pratiques internationales, projet de décision sur les réexamens de sûreté, courrier ASN post-GP DDF, …).

Les réacteurs existants sont déjà conçus et l’intégrité de leur design doit être maintenue dans le temps (INSAG19). Toute recherche d’amélioration pour des réacteurs existants est évidemment plus contrainte que la conception initiale d’un nouveau REP.

De plus, il est très souvent plus profitable pour la sûreté des installations existantes d’en stabiliser le référentiel, toute modification (matérielle ou documentaire) étant source de perturbation dont l’inconvénient peut surpasser le bénéfice en matière de sûreté.

En conséquence, nous proposons d’expliciter le fait que les contraintes liées à l’utilisation du Guide sont évidemment plus fortes pour les réacteurs existants que pour un nouveau réacteur en phase de conception, et que toute éventualité d’application des recommandations du présent guide à ces installations devrait être pesée au-regard de la nécessaire stabilité du référentiel qui est une composante importante de leur sûreté.

Proposition de modification :

Le présent guide s’applique aux REP. Il se focalise sur la prévention et la limitation des conséquences des incidents et des accidents de nature radiologique sachant que d’autres aspects (liés à la gestion des risques de nature non-radiologique ou aux inconvénients qui résulteront de l’exploitation courante de l’installation, radioprotection) sont à considérer pour la conception des REP.

Ayant pour champ d’application premier la conception des nouveaux REP, les pratiques recommandées par ce Guide pourront être également utilisées pour la recherche d’améliorations à apporter aux réacteurs existants, par exemple à l’occasion de leurs réexamens de sûreté, conformément à l’article L. 593-18 du code de l’environnement et aux articles 8 bis et quater introduits par la directive 2014/87/EURATOM du conseil du 8 juillet 2014 modifiant la directive 2009/71/Euratom établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires. L’utilisation des pratiques recommandées par ce guide pour orienter la recherche des modifications à apporter à une installation existante doit être menée avec discernement. En effet, toute modification, en particulier toute évolution de référentiel, pouvant être source de perturbations, le bénéfice en termes de sûreté doit rester favorable.

Ce guide pourra également être utilisé avec discernement pour la conception d’autres modèles de réacteurs.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur sur l'article L. 593-42 du code de l’environnement reproduit dans l’encart

Cet article modifié par l’ordonnance du 10/02/2016 renvoie aux principes de radioprotection fixés à l’article L. 1333-2 du Code de la Santé Publique. Or, cet article dans sa version actuelle ne fixe pas ces principes. Il le fera en juillet 2017 lorsqu’entrera en vigueur la modification introduite par l’ordonnance précitée. Dans l’intervalle les principes de la radioprotection figurent à l’article  L. 1333-1. Ceci pourrait être précisé par un Nota.