08 1• Généralités sur les centrales nucléaires P–290 1.1 P résentation générale d’un réacteur à eau sous pression 1.2 L es principes de sûreté 1.3 L e 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 L e « noyau dur » améliorant la résistance aux événements extrêmes 1.10 L es spécificités du réacteur EPR de Flamanville 2• Le contrôle de la sûreté nucléaire des réacteurs en fonctionnement P–294 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 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 L a 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 3• La poursuite du fonctionnement des centrales nucléaires P–314 3.1 L ’âge des centrales nucléaires 3.2 L e réexamen périodique 3.3 L es réexamens périodiques en cours des centrales nucléaires 3.3.1 Les réacteurs de 900 MWe 3.3.2 Les réacteurs de 1300 MWe 3.3.3 Les réacteurs de 1450 MWe 4• Le contrôle du réacteur EPR de Flamanville P–317 5• Le contrôle du projet de réacteurs EPR 2 P–317 5.1 O ptions de sûreté des réacteurs EPR 2 5.2 I nstructions techniques et contrôles menés en 2025 5.2.1 Projet de réacteurs EPR 2 sur le site de Penly 5.2.2 Projet de réacteurs EPR 2 sur le site de Gravelines 5.2.3 Programme de construction de réacteurs EPR 2 Sommaire Liste des sigles, abréviations et dénominations P–388 Rapport de l’ASNR sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2025 289
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