Sommaire Généralités sur les centrales nucléaires p. 303 1.1 Présentation générale d’un réacteur à eau sous pression 1.2 Les principes de sûreté 1.3 Le cœur, le combustible et sa gestion 1.4 Le circuit primaire et les circuits secondaires 1.5 Le circuit de refroidissement du circuit secondaire 1.6 L’enceinte de confinement 1.7 Les principaux circuits auxiliaires et de sauvegarde 1.8 Les autres systèmes importants pour la sûreté 1.9 Le « noyau dur » améliorant la résistance aux événements extrêmes 1.10 Les spécificités du réacteur EPR de Flamanville Le contrôle de la sûreté nucléaire des réacteurs en fonctionnement p. 307 2.1 Le combustible 2.1.1 Le combustible en réacteur 2.1.2 L’évaluation de l’état du combustible en réacteur 2.2 Les équipements sous pression nucléaires 2.2.1 La conception et la fabrication des équipements sous pression nucléaires 2.2.2 L’évaluation de la conception et de la fabrication des équipements sous pression nucléaires 2.2.3 L’exploitation des équipements sous pression nucléaires 2.2.4 L’évaluation de l’exploitation des équipements sous pression nucléaires 2.3 Les enceintes de confinement 2.3.1 Les enceintes de confinement 2.3.2 L’évaluation des enceintes de confinement 2.4 L’organisation pour l’exploitation des réacteurs 2.4.1 L’exploitation des réacteurs 2.4.2 L’évaluation de l’exploitation des réacteurs et de la documentation opérationnelle 2.4.3 Le processus de retour d’expérience 2.4.4 L’évaluation du processus de retour d’expérience 2.4.5 La protection contre les agressions d’origine interne ou externe 2.4.6 L’évaluation de la maîtrise des risques liés aux agressions 2.5 La conformité et la maintenance des installations 2.5.1 La maintenance des installations et la maîtrise des activités sous‑traitées 2.5.2 L’évaluation de la maintenance et des activités sous‑traitées 2.5.3 Le contrôle de la conformité des installations aux exigences qui leur sont applicables 2.5.4 L’évaluation du contrôle de la conformité des installations aux exigences qui leur sont applicables 2.6 La prévention et la maîtrise des impacts environnementaux et sanitaires et des risques non radiologiques 2.6.1 Les prélèvements d’eau, les rejets, la gestion des déchets et les impacts sanitaires 2.6.2 La prévention et la maîtrise des risques non radiologiques 2.6.3 L’évaluation de la maîtrise des impacts environnementaux et sanitaires et des risques non radiologiques 2.7 La radioprotection des travailleurs 2.7.1 L’exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants 2.7.2 L’évaluation de la radioprotection des travailleurs 2.8 Le droit du travail dans les centrales nucléaires 2.8.1 L’inspection du travail dans les centrales nucléaires 2.8.2 L’évaluation de la santé et de la sécurité, des relations professionnelles et de la qualité de l’emploi dans les centrales nucléaires La poursuite du fonctionnement des centrales nucléaires p. 326 3.1 L’âge des centrales nucléaires 3.2 Le réexamen périodique 3.3 Les réexamens périodiques en cours des centrales nucléaires 3.3.1 Les réacteurs de 900 MWe 3.3.2 Les réacteurs de 1 300 MWe 3.3.3 Les réacteurs de 1 450 MWe Le contrôle du réacteur EPR de Flamanville p. 329 4.1 L’autorisation de mise en service 4.2 Le contrôle du démarrage et des débuts du fonctionnement du réacteur Le contrôle du projet de réacteurs EPR 2 p. 331 1 2 3 4 5 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2024 301
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