Exposé des motifs - European Commission

- 164 1. ------IND- 2015 0040 CZ- FR- ------ 20150303 --- --- IMPACT
Exposé des motifs
Présentation générale
Le projet de la loi nucléaire a fait l’objet d’une nouvelle procédure de consultation
interministérielle après avoir été d’abord présenté aux observations du gouvernement
intérimaire dans la seconde moitié de l’année 2013. Le nouveau gouvernement issu des
élections extraordinaires en novembre 2013 a repris cette mission législative, cependant, dans
son programme des travaux législatifs, il a prévu une nouvelle procédure de consultation
interministérielle. En effet, la nouvelle procédure de consultation interministérielle semblait
opportune compte tenu aussi du fait que la première consultation du projet de la loi nucléaire
transposait la directive 2013/59/Euratom du Conseil du 5 décembre 2013 fixant les normes de
base relatives à la protection sanitaire contre les dangers résultant de l’exposition aux
rayonnements ionisants et abrogeant les directives 89/618/Euratom, 90/641/Euratom,
96/29/Euratom, 97/43/Euratom et 2003/122/Euratom (ci-après dénommée «directive BSS»).
Conformément au programme des travaux législatifs pour l’année 2014, le projet ne comprend
pas une évaluation de l’impact de la réglementation élaborée en vertu des principes généraux de
l’analyse d’impact de la réglementation (AIR) et l’évaluation de l’impact est faite seulement
d’une manière générale dans le cadre de la Présentation générale de l’exposé des motifs.
Évaluation de la situation législative actuelle et résumé de la réglementation connexe à la loi
Les utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants sont actuellement
régies par la loi nº 18/1997 du JO sur l’utilisation pacifique de l’énergie atomique et des
rayonnements ionisants (loi nucléaire) et portant modification et complément de certaines lois,
telle que modifiée par la loi nº 83/1998 du JO, la loi nº 71/2000 du JO, la loi nº 132/2000 du JO, la
loi nº 13/2002 du JO, la loi nº 310/2002 du JO, la loi nº 320/2002 du JO, la loi nº 279/2003 du JO,
la loi nº 186/2004 du JO, la loi nº 1/2005 du JO, la loi nº 253/2005 du JO, la loi
nº 413/2005 du JO, la loi nº 186/2006 du JO, la loi nº 342/2006 du JO, la loi nº 296/2007 du JO, la
loi nº 124/2008 du JO, la loi nº 189/2008 du JO, la loi nº 274/2008 du JO, la loi nº 158/2009 du
JO, la loi nº 223/2009 du JO, la loi nº 227/2009 du JO, la loi nº 249/2011 du JO, la loi nº 250/2011
du JO, la loi nº 375/2011 du JO, la loi nº 350/2012 du JO et par la loi nº 64/2014 du JO (ci-après
dénommée «la loi nº 18/1997 du JO»). La loi nº 18/1997 du JO est ensuite mise en œuvre par un
ensemble de règlements d'application, notamment:
1. règlement du gouvernement nº 11/1999 du JO sur la zone de planification d'urgence,
2. règlement du gouvernement nº 416/2002 du JO fixant le montant de la taxe et les
modalités de son paiement par le producteur des déchets radioactifs sur le «compte
nucléaire», le montant de la contribution annuelle aux communes et les règles
régissant son attribution,
3. règlement du gouvernement nº 73/2009 du JO sur la transmission des informations
relatives aux transports internationaux des déchets radioactifs et du combustible
nucléaire usé,
4. règlement du gouvernement nº 399/2011 du JO sur les tarifs pour les activités
techniques de l'Office national de sûreté nucléaire (ONSN),
5. arrêté nº 144/1997 du JO relative à la protection physique des matières nucléaires et
des installations nucléaires et à leur classification en différentes catégories,
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6. arrêté nº 146/1997 du JO définissant les activités ayant un impact direct sur la sûreté
nucléaire et les activités particulièrement importantes pour la radioprotection, les
exigences visant la qualification et la formation technique, la méthode de vérification
de la compétence professionnelle particulière et l'octroi de l'autorisation aux
travailleurs sélectionnés et l'élaboration de la documentation d'approbation en vue de
l'autorisation de la formation des travailleurs sélectionnés,
7. arrêté nº 215/1997 du JO sur les critères de choix de l'implantation des installations
nucléaires et des sources très importantes de rayonnements ionisants,
8. arrêté nº 106/1998 du JO sur la sûreté nucléaire et la radioprotection des installations
nucléaires au cours de leur mise en service et lors de leur exploitation,
9. arrêté nº 195/1999 du JO sur les exigences applicables aux installations nucléaires
pour assurer la sûreté nucléaire, la radioprotection et les interventions d'urgence,
10. arrêté nº 324/1999 du JO de l'Office national de sûreté nucléaire du 6 décembre 1999
établissant les limites de concentration et la quantité de matières nucléaires non
soumises aux dispositions sur les dommages nucléaires,
11. arrêté nº 307/2002 du JO sur la radioprotection,
12. arrêté nº 317/2002 du JO concernant l'approbation de type des emballages pour le
transport, le stockage et l'élimination des matières nucléaires et des substances
radioactives, l'approbation de type des sources de rayonnements ionisants et le
transport de matières nucléaires et de substances radioactives réglementées
(sur l'approbation de type et le transport),
13. arrêté nº 318/2002 du JO détaillant les interventions d'urgence dans les installations
nucléaires et les lieux de travail avec les sources de rayonnements ionisants et les
exigences relatives au contenu du plan d'urgence et les règles d'urgence internes,
14. arrêté nº 319/2002 du JO concernant la fonction et l'organisation du réseau national de
surveillance radiologique,
15. arrêté du ministère de l'Industrie et du Commerce nº 360/2002 du JO précisant les
modalités de création des réserves en vue du démantèlement des installations
nucléaires ou des lieux de travail de catégorie III ou IV,
16. arrêté nº 419/2002 du JO sur les permis radiologiques personnels,
17. arrêté nº 309/2005 du JO sur la mise en œuvre de la sécurité technique des installations
classées,
18. arrêté nº 461/2005 du JO concernant la procédure d'octroi de subventions pour
l'adoption de mesures visant à réduire l'exposition aux radionucléides naturels dans
l'air intérieur des bâtiments et à réduire la teneur en radionucléides naturels dans l'eau
potable pour l'approvisionnement public,
19. arrêté nº 462/2005 du JO concernant la distribution et la collecte des détecteurs des
niveaux plus élevés d'exposition aux radionucléides naturels pour les bâtiments et
fixant les conditions d'octroi de subventions du budget de l'État,
20. arrêté nº 132/2008 du JO sur le système d'assurance qualité lors de l'exécution des activités
liées à l'utilisation de l'énergie nucléaire et des rayonnements nucléaires et de l'assurance
qualité des installations classées en fonction de leur classification de sécurité,
21. arrêté nº 165/2009 du JO établissant la liste des matériels sélectionnés dans le domaine
nucléaire,
22. arrêté nº 166/2009 du JO établissant la liste des biens à double usage dans le domaine
nucléaire,
23. arrêté nº 213/2010 du JO concernant le registre et le contrôle des matières nucléaires et la
notification des données requise par la réglementation des Communautés européennes,
24. arrêté nº 185/2003 du JO sur le démantèlement des installations nucléaires ou des lieux
de travail de catégorie III ou IV,
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25. règlement du gouvernement nº 46/2005 du JO portant modification du règlement du
gouvernement nº 416/2002 du JO fixant le montant de la taxe et les modalités de son
paiement par le producteur des déchets radioactifs sur le «compte nucléaire», le montant de
la contribution annuelle aux communes et les règles régissant son attribution,
26. règlement du gouvernement nº 341/2009 du JO portant modification du règlement du
gouvernement nº 416/2002 du JO fixant le montant de la taxe et les modalités de son
paiement par le producteur de déchets radioactifs sur le «compte nucléaire», le
montant de la contribution annuelle aux communes et les règles régissant son
attribution, tel que modifié par le règlement du gouvernement nº 46/2005 du JO,
27. règlement du gouvernement nº 461/2011 du JO portant modification du règlement du
gouvernement nº 416/2002 du JO fixant le montant de la taxe et les modalités de son
paiement par le producteur de déchets radioactifs sur le «compte nucléaire», le
montant de la contribution annuelle aux communes et les règles régissant son
attribution, tel que modifié,
28. arrêté nº 500/2005 du JO portant modification de l'arrêté de l'Office national de sûreté
nucléaire nº 144/1997 du JO relative à la protection physique des matières nucléaires et des
installations nucléaires et à leur classification en différentes catégories,
29. arrêté nº 315/2002 du JO portant modification de l'arrêté de l'Office national de sûreté
nucléaire nº 146/1997 du JO définissant les activités ayant un impact direct sur la
sûreté nucléaire et les activités particulièrement importantes pour la radioprotection,
les exigences visant la qualification et la formation technique, la méthode de
vérification de la compétence professionnelle particulière et l'octroi de l'autorisation
aux travailleurs sélectionnés et l'élaboration de la documentation d'approbation en vue
de l'autorisation de la formation des travailleurs sélectionnés,
30. arrêté nº 499/2005 du JO portant modification de l'arrêté de l'Office national de sûreté
nucléaire nº 307/2002 du JO sur la radioprotection,
31. arrêté nº 389/2012 du JO portant modification de l'arrêté de l'Office national de sûreté
nucléaire nº 307/2002 du JO sur la radioprotection, tel que modifié par l'arrêté
nº 499/2005 du JO,
32. arrêté nº 77/2009 du JO portant modification de l'arrêté de l'Office national de sûreté
nucléaire nº 317/2002 du JO concernant l'approbation de type des emballages pour le
transport, le stockage et l'élimination des matières nucléaires et des substances
radioactives, l'approbation de type des sources de rayonnements ionisants et le
transport de matières nucléaires et de substances radioactives réglementées (sur
l'approbation de type et le transport),
33. arrêté nº 2/2004 du JO portant modification de l'arrêté nº 318/2002 du JO détaillant les
interventions d'urgence dans les installations nucléaires et les lieux de travail avec les
sources de rayonnements ionisants et les exigences relatives au contenu du plan
d'urgence et les règles d'urgence internes,
34. arrêté nº 27/2006 du JO portant modification de l'arrêté de l'Office national de sûreté
nucléaire nº 319/2002 du JO concernant la fonction et l'organisation du réseau national
de surveillance radiologique.
La réglementation complète est entrée en vigueur le 1er juillet 1997 et constituait en son
temps une régulation moderne et entièrement conforme à la protection de l’intérêt public dans
ledit domaine, notamment en ce qui concerne le chantier de construction en cours des deux
premiers blocs de la centrale nucléaire Temelín. L’avancée progressiste que la loi nº 18/1997
du JO a apportée était l’unification des réglementations existantes de l’utilisation pacifique de
l’énergie nucléaire (régie auparavant par la loi nº 28/1984 du JO sur le contrôle administratif
de la sûreté nucléaire des installations nucléaires) et l’utilisation pacifique des rayonnements
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ionisants ou la protection contre ses effets négatifs (régies auparavant par une série d’arrêtés
et de décrets du ministère de la Santé). Cette étape a permis au législateur non seulement de
surmonter la fragmentation de la législation existante et de l’adapter aux exigences visant le
fond et la forme de la réglementation issues du changement de la situation politique en 1989,
mais surtout de simplifier la régulation des domaines connexes et d’accroître son efficacité.
La compétence dans les deux sphères a été confiée à l’Office national de sûreté nucléaire
(ci-après dénommé «l’ONSN»).
La loi nº 18/1997 du JO a également revu les questions législatives liées à son objet principal.
Elle a établi une base juridique pour la régulation de la qualification du personnel exerçant les
activités particulièrement importantes en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection, les
obligations visant les interventions d’urgence, les conditions d’approbation de type des
emballages pour le transport et le stockage des matières radioactives et fissiles et de certaines
sources de rayonnements ionisants et les exigences nécessaires en vue d’assurer la sûreté
nucléaire et la radioprotection pendant le transport des matières nucléaires et des matières
fissiles. Une contribution incontestable était la nouvelle réglementation de la gestion des
déchets radioactifs dans le contexte d’une économie de marché libérale, particulièrement
nécessaire et jusqu’à présent absente. La nouvelle loi transposait également dans la législation
tchèque les règles internationales en matière de responsabilité pour les dommages nucléaires
en cas d’accident nucléaire («nuclear incident», voir ci-après).
La loi nº 18/1997 du JO, dans sa version initiale, prenait en compte l’entrée imminente de la
République tchèque dans l'Union européenne ou plutôt dans la Communauté européenne de
l’énergie atomique (ci-après dénommée «Euratom») en transposant la majeure partie des
acquis communautaires existants pour la protection contre les effets des rayonnements
ionisants et la réponse aux accidents nucléaires. Une transposition significative a été apportée
par la modification de la loi nº 18/1997 du JO par la loi nº 13/2002 du JO portant modification
de la loi nº 18/1997 du JO sur les utilisations pacifiques de l’énergie atomique et des
rayonnements ionisants (loi nucléaire) et portant modification et complément de certaines lois,
telle que modifiée par la loi nº 505/1990 du JO sur la métrologie, telle que modifiée par la loi
nº 119/2000 du JO, la loi nº 258/2000 du JO relative à la protection de la santé publique et portant
modification de certaines lois connexes, telle que modifiée, et la loi nº 2/1969 du JO sur la
création de ministères et d’autres organes centraux de l’administration de la République tchèque,
telle que modifiée, et par l’adoption de l’arrêté nº 307/2002 du JO sur la radioprotection.
Cette étape a éliminé les lacunes ponctuelles existantes dans la mise en œuvre de la
directive 96/29/Euratom fixant les normes de base relatives à la protection sanitaire de la
population et des travailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants. Un
autre changement important constituait, par exemple, la mise en place de la réglementation
relative à la sécurité technique en 2005 ou le transfert de la réglementation visant l’exposition
aux rayonnements à des fins médicales sous l’égide du ministère de la santé.
Au fil du temps, la loi nº 18/1997 du JO a fait l’objet de nombreuses modifications, soit en
raison des transpositions, soit souvent aussi en réponse à d’autres législations nationales
[loi nº 111/2009 du JO sur les registres de base, modification liée à l’adoption de la
loi nº 255/2012 du JO sur le contrôle (règles de contrôle)]. Tous ces changements ont eu un
impact négatif sur la compacité du texte législatif (cohérence interne, terminologie, système
de références). En même temps, la loi devenait objectivement obsolète, car elle n’était pas
assez souple pour réagir aux diverses recommandations non contraignantes de la communauté
scientifique internationale et de ce fait au progrès technique dans le domaine. En conséquence,
lesdites recommandations ont été reflétées dans les règlements d’application de la loi nº 18/1997
du JO, cependant, souvent sans l’appui nécessaire d’une délégation législative.
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En 17 ans d’application, la loi nº 18/1997 du JO est devenue également obsolète en ce qui
concerne la réglementation technique. L’imprécision de certaines formulations, typique du
milieu des années 90 du siècle dernier, ne serait peut-être pas un problème, puisque le
destinataire de la réglementation y est déjà habitué et est capable de l’interpréter et de
l’appliquer. Le problème fondamental reste cependant la formulation incorrecte du point de
vue actuel (trop large, générale) de la délégation législative pour édicter des règlements
d’application. L’amendement des règlements d’application se heurte souvent dans les organes
législatifs du gouvernement à l’objection de l’insuffisance de la délégation législative, même
si lesdits décrets d’application ne concernent que des détails destinés à la législation
secondaire, et à première vue suffisamment couverts par la délégation législative générale. Le
non-respect de l’exigence concernant la notion de domaine réservé de la loi est également un
reliquat de l’époque révolue ayant pour conséquence que de nombreuses normes relevant de
par leur caractère de la loi (par exemple, types d’autorisation, décisions administratives,
exceptions au régime légal, modalités de décision ou demandes d’autorisation) se sont
retrouvées dans les décrets d’application.
Les lacunes précitées et d’autres rendent l’application de loi nº 18/1997 du JO difficile à
poursuivre. Le maintien de la législation existante ne serait possible qu’au prix de compromis
factuels et juridiques.
La loi actuelle nº 18/1997 du JO fait partie de la législation tchèque et elle est souvent très
étroitement liée à la réglementation régissant d’autres domaines d’intérêt public dont les plus
importants figurent dans la liste qui suit. Le projet de loi touchera davantage certains
règlements précités dont les modifications nécessaires sont prévues. Les lois connexes sont,
notamment
1. la loi nº 239/2000 du JO sur le système de secours intégré et portant modification de
certaines lois,
2. la loi nº 240/2000 du JO sur la gestion des crises et portant modification de certaines
lois (loi sur la gestion des crises),
3. la loi nº 59/2006 du JO sur la prévention des accidents graves causés par des
préparations et produits chimiques dangereux classés et portant modification de la
loi nº 258/2000 du JO relative à la protection de la santé publique et portant
modification de certaines lois connexes, telle que modifiée, et la loi nº 320/2002 du
JO portant modification et abrogation de certaines lois en rapport avec la cessation
d'activité des bureaux de district, telle que modifiée (loi sur la prévention des
accidents graves),
4. la loi nº 95/2004 du JO sur les conditions d'acquisition et de reconnaissance des
compétences techniques et des qualifications spécialisées pour l'exercice de la
profession de médecin, de dentiste et de pharmacien,
5. la loi nº 96/2004 du JO sur les conditions d'acquisition et de reconnaissance des
compétences pour l'exercice des professions médicales,
6. la loi nº 123/2000 du JO sur les dispositifs médicaux,
7. la loi nº 258/2000 du JO relative à la protection de la santé publique et portant
modification de certaines lois connexes,
8. la loi nº 372/2011 du JO sur les services de santé et les conditions de prestation de ces
services (loi sur les services de santé),
9. la loi nº 373/2011 du JO sur les services de santé spécifiques,
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10. la loi nº 22/1997 du JO sur les exigences techniques visant les produits et portant
modification et complément de certaines lois,
11. la loi nº 18/2004 du JO sur la reconnaissance des qualifications techniques et d'autres
compétences des ressortissants des États membres de l'Union européenne,
12. la loi nº 594/2004 du JO transposant le régime des Communautés européennes pour le
contrôle des exportations des biens et des technologies à double usage,
13. la loi nº 634/2004 du JO relative aux droits administratifs,
14. la loi nº 174/1968 du JO sur la surveillance qualifiée par l'État de la sécurité au travail,
15. la loi nº 219/2000 du JO sur le patrimoine de la République tchèque et sa
représentation dans les relations juridiques,
16. la loi nº 505/1990 du JO sur la métrologie,
17. la loi nº 44/1988 du JO sur la protection et l'utilisation des ressources minérales (loi
sur les mines),
18. la loi nº 262/2006 du JO, code du travail,
19. la loi nº 183/2006 du JO relative à l'aménagement du territoire et à la réglementation
du bâtiment (loi sur le bâtiment).
La nouvelle réglementation est également liée (comme c’est le cas pour la réglementation
existante) à un certain nombre de dispositions d’application mettant en œuvre les lois
précitées. Au cours des travaux sur la nouvelle loi nucléaire, il s’est avéré que la modification
de la majeure partie de ces textes d’application ne serait pas nécessaire, car la nouvelle
réglementation aurait une incidence sur un nombre limité d’entre eux.
Certains règlements d’application de la loi nº 18/1997 du JO relèvent de la compétence des
organes de l’administration centrale qui sont différents de l’Office de sûreté nucléaire
(ONSN). Il s’agit notamment de l’arrêté du ministère de l’Industrie et du Commerce
nº 360/2002 du JO précisant les modalités de création des réserves en vue du démantèlement
des installations nucléaires ou des lieux de travail de catégorie III ou IV, et de l’arrêté
nº 461/2005 du JO concernant la procédure d’octroi de subventions pour l’adoption de
mesures visant à réduire l’exposition aux radionucléides naturels dans l’air intérieur des
bâtiments et à réduire la teneur en radionucléides naturels dans l’eau potable pour
l’approvisionnement public (dans la compétence du ministère des finances). À la suite de la
promulgation de la nouvelle législation, lesdits règlements de mise en œuvre seront affectés,
voire abrogés, et devraient être adoptés sous une nouvelle forme par les autorités compétentes
sur le fondement des nouvelles délégations législatives du projet de loi.
Justification des principes essentiels du projet de réglementation et exposé du caractère
indispensable du projet de loi dans son ensemble
La loi nº 18/1997 du JO réglemente tout le domaine des utilisations pacifiques de l’énergie
nucléaire et des rayonnements ionisants, c’est-à-dire, qu’elle couvre tous les domaines allant
de la sûreté des installations nucléaires jusqu’aux mesures de contrôle de l’interdiction de la
prolifération des armes nucléaires. Malgré de nombreux amendements de la loi nucléaire, son
application révèle, 17 ans après son entrée en vigueur, un certain nombre de problèmes,
concernant à la fois les mesures administratives et l’actualisation des exigences techniques.
Les raisons précises varient en fonction de la situation dans les différents domaines des
utilisations de l’énergie nucléaire ou des rayonnements ionisants, telle que la production
d’électricité, les applications médicales ou industrielles et, enfin, les mesures visant à réduire
le risque de détournement des matières ou des armes nucléaires.
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L’énergie nucléaire constitue une partie importante du mix énergétique, car près d’un tiers de
l’électricité et 15 % de toute l’énergie consommée dans l’Union européenne sont produites
dans les centrales nucléaires. De nombreux indices laissent supposer qu’à l’avenir ce
pourcentage ne diminuera probablement pas, et ce notamment en raison des décisions de
nombreux États membres de limiter par ce biais les émissions de gaz à effet de serre ou de
réduire la dépendance sur les combustibles fossiles importés. De nouveaux blocs de centrales
nucléaires sont en cours de construction ou de préparation en Finlande, en France, en Roumanie,
en Slovaquie et au Royaume-Uni. La condition préalable de tout programme nucléaire est le strict
respect des exigences en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection. Au cours de la dernière
décennie, une avancée essentielle a été accomplie vers la cohérence de compréhension et de mise
en œuvre de ces exigences au niveau international, à la fois mondial et au sein de l’Union
européenne (ci-après dénommée «l’UE»).
Cette situation est répercutée dans l’adoption de la directive 2009/71/Euratom du Conseil du
25 juin 2009 établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations
nucléaires modifiée par la directive 2014/87/Euratom du 8 juillet 2014 modifiant la
directive 2009/71/Euratom du Conseil établissant un cadre communautaire pour la sûreté
nucléaire des installations nucléaires. L’Agence internationale de l’énergie atomique (ci-après
dénommée «l’AIEA»), la plus haute autorité internationale dans le domaine de la sûreté
nucléaire et de la radioprotection, a émis dernièrement un nouvel ensemble (révisé) de
recommandations tenant compte des connaissances scientifiques et techniques les plus
récentes dans ce domaine. En 2011, l’Euratom a également adopté la
directive 2011/70/Euratom du Conseil du 19 juillet 2011 établissant un cadre communautaire
pour la gestion responsable et sûre du combustible usé et des déchets radioactifs. En parallèle,
la Commission européenne a adopté une nouvelle directive BSS fixant les normes de base
relatives à la protection sanitaire contre les dangers résultant de l’exposition aux
rayonnements ionisants et abrogeant la directive 96/29/Euratom et quatre autres directives
relatives à ce sujet (2003/122/Euratom, 97/43/Euratom, 90/641/Euratom, 89/618/Euratom), en
prenant en compte les recommandations de la Commission internationale de protection
radiologique (ci-après dénommée «CIPR») nº 103 de 2007 (radioprotection).
En République tchèque, l’énergie nucléaire représente 31 % de la production d’électricité.
Actuellement, des considérations stratégiques émergent sur la construction de nouveaux blocs
nucléaires sur le site de Temelín ou Dukovany. La nouvelle loi nucléaire permettra à
l’administration de réguler bien plus efficacement les étapes d’implantation, de construction,
de mise en service et d’exploitation de nouveaux blocs nucléaires, et ce à la fois en
complétant ou en affinant les exigences techniques et les règles de procédure. À la suite des
consultations avec l’Office national de sûreté nucléaire, de nombreuses mesures techniques
reflétant les meilleures pratiques mondiales ou européennes ont été introduites par l’exploitant
dans les centrales nucléaires tchèques, sans qu’elles découlent directement de la législation.
Bien que cela constitue la preuve d’une culture de sûreté convenable de l’exploitant, il est
démontré non seulement par l’étude de l’Association des Autorités de sûreté nucléaire des
pays d’Europe de l’Ouest (Western European Nuclear Regulators, ci-après dénommée
«WENRA»), mais aussi par l’expérience tchèque actuelle qu’il est opportun d’aligner
progressivement la pratique effective à la législation nationale, ou vice versa. La raison en est
non seulement une meilleure possibilité de comparaison de la situation dans les différents
pays, mais surtout une harmonisation plus facile et une formulation plus simple des
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recommandations communes en vue d’améliorer le niveau de sûreté atteint. Par conséquent,
les exigences spécifiques, visant par exemple, les évaluations périodiques de la sûreté,
l’évaluation probabiliste de la sûreté, l’évaluation de la durée de vie résiduelle de l’installation
ou l’articulation des différentes étapes du démarrage d’un nouveau bloc de réacteur
permettraient d’affiner et de rationaliser les processus d’octroi et de respect des autorisations,
et au sens plus large, également la performance des différentes activités réglementées.
En principe, la situation est identique dans les domaines d’application médicale et dans
d’autres domaines utilisant l’énergie nucléaire ou le rayonnement ionisant. Outre la mise en
œuvre des nouvelles recommandations de la CIPR et de l’AIEA, l’expérience actuelle montre
la pertinence des changements de procédure en matière de radioprotection, notamment
l’application plus systématique de l’approche graduée de la réglementation des sources de
rayonnements ionisants (notamment en introduisant une nouvelle conception des situations
d’exposition et un processus de rationalisation des activités à plusieurs étapes). Au sens de la
directive 2003/122/Euratom du Conseil du 22 décembre 2003 relative au contrôle des sources
radioactives scellées de haute activité et des sources orphelines et des recommandations de
l’AIEA (notamment le Code de conduite sur la sûreté et la sécurité des sources radioactives
qui a un caractère spécifique sans être une convention internationale, de nombreux États, y
compris la République tchèque, cependant, ont notifié au Secrétaire général de l’AIEA leur
engagement politique de transposer son contenu dans le droit national), de nombreuses
modifications liées à la sécurité des sources de rayonnements ionisants, à leur classement en
catégories, au suivi de leurs exportation et importation, à la gestion des sources orphelines,
etc. ont été progressivement mises en œuvre au cours des années précédentes dans la loi
nucléaire et les règlements d’application connexes. La recodification complète par le projet de
loi nucléaire qui prend également en compte et précise les exigences visées à la directive BSS,
permettra d’harmoniser ces mesures introduites progressivement et de rationaliser ainsi la
réglementation et d’accroître l’efficacité de l’administration dans ce domaine.
Dans le domaine de l’approbation de type et de transport, il est nécessaire de compléter les
dispositions législatives actuelles insuffisantes, car de nombreuses formalités sont pour
l’instant régies par des règlements d’application. L’objectif devrait être de prendre dûment en
compte l’existence d’une législation harmonisée visée à la loi nº 22/1997 du JO et d’appliquer
correctement les règles de reconnaissance mutuelle des certificats et des règles sur la libre
circulation des marchandises avec les possibilités offertes par l’article 36 du Traité sur le
fonctionnement de l’Union européenne.
En ce qui concerne la gestion des incidents radiologiques, la principale raison d’envisager une
nouvelle adaptation de la loi est la nécessité de mettre ce domaine en conformité avec la
législation générale sur la gestion de crise ayant émergé progressivement au cours de la
période postérieure à l’entrée en vigueur de la loi nº 18/1997 du JO en 1997. La
réglementation existante dans ce domaine (auparavant «interventions d’urgence») a été lors de
sa création (à savoir, en 1996), la première législation dans ce domaine en République
tchèque. De ce fait, elle incluait également certains autres domaines de la réglementation que
le domaine des interventions d’urgence dues aux «rayonnements». Les lois sur la gestion de
crise (notamment, la loi nº 239/2000 du JO et la loi nº 240/2000 du JO) ont été bâties sur ces
bases, mais le domaine de la gestion de crise a été pris en compte de manière globale.
L’intention du législateur dans le projet de la nouvelle loi nucléaire est de mettre le domaine
spécifique de la gestion des situations d’urgence radiologique en conformité avec le système
- 172 -
de gestion des risques en République tchèque, tout en conservant la législation spécifique
nécessaire pour les situations d’urgence radiologique dans la loi nucléaire. En vertu de cette
législation spécifique, les règlements d’Euratom doivent être pris en compte, notamment la
directive BSS qui abroge, entre autres, les dispositions relatives à l’information de la
population de l’UE en cas d’accident radiologique.
En outre, il convient de tenir compte des exigences et des recommandations internationales qui
ont été au cours des 15 dernières années dans de nombreux cas renforcées, ou au moins clarifiées.
Enfin, il est nécessaire de capitaliser sur l’expérience acquise dans ce domaine au cours des
exercices d’urgence qui démontre un certain degré de déficience et d’insuffisance de la
réglementation existante. Il est impératif de définir clairement les responsabilités pour les
différentes tâches dans le système d’interventions d’urgence radiologique et de réponses, tant pour
les incidents ou les accidents survenant sur l’ensemble du territoire de la République tchèque, que
pour les situations d’urgence radiologique dans le cadre des activités réglementées (chez les
«titulaires d’autorisation»). Il est nécessaire de définir clairement et de transférer dans la loi depuis
les textes d’application existants certaines obligations des titulaires d’autorisation faisant l’objet
d’une délégation législative insuffisante dans la réglementation actuelle.
Dans le domaine de la surveillance de la situation radiologique sur le territoire tchèque, il est
impératif d’étendre la réglementation existante, notamment à l’obligation formelle de
notification à l’État, à la fois lors de la surveillance et lors du contrôle de la surveillance, et de
la mettre en pleine conformité avec les exigences applicables imposées dans ce domaine aux
États membres de l’UE. Dans la loi actuelle nº 18/1997 du JO, la surveillance radiologique est
régie sur la base de l’expérience de la surveillance acquise dans la période après l’accident de
Tchernobyl jusqu’à la création de la présente réglementation (soit sur une période d’environ
10 ans). La réglementation actuelle, en tant que législation initiale dans ce domaine en droit
tchèque a satisfait aux attentes - le niveau de la surveillance radiologique en République
tchèque est bon. Cependant, il apparaît aujourd’hui que ces bases de surveillance radiologique
doivent être inévitablement étendues, en prenant en compte les 17 années d’expérience
pratique, mais aussi eu égard à la nécessité de transposer toutes les exigences imposées dans
ce domaine aux États membres de l’UE par la législation européenne pertinente.
En ce qui concerne la non-prolifération des armes nucléaires en particulier, la nécessité
d’utiliser l’expérience acquise et la réponse globale à toutes les nouvelles menaces ayant
émergé dans ce domaine depuis le milieu des années quatre-vingt-dix est manifeste. Le besoin
particulièrement évident est de réglementer d’une nouvelle manière la situation des matières
nucléaires trouvées et saisies (voir de nombreux cas traités récemment ayant un
retentissement médiatique important), y compris le système de leur stockage temporaire et le
financement de la gestion des matières nucléaires dites abandonnées en cas d’insolvabilité du
titulaire d’autorisation. Il convient également de trouver une nouvelle solution relative aux
preuves d’intégrité pour les ressortissants étrangers qui demandent la délivrance des
autorisations prévues par la loi nucléaire. L’accord des garanties intégrées de l’AIEA au
niveau de l’État (State-level Integrated Safeguards Approach) du 18 juin 2007 a amené une
nouvelle forme d’exercice des activités de contrôle dans le domaine de la non-prolifération
des armes nucléaires en République tchèque. Au cours de la dernière période, un autre facteur
clé relatif à l’application des garanties constituait la transition de l’accord bilatéral entre le
gouvernement de la République tchèque et l’Agence internationale de l’énergie atomique sur
l’application des garanties dans le cadre du Traité sur la non-prolifération des armes
- 173 -
nucléaires et du Protocole additionnel subséquent (soit entre la République tchèque et
l’AIEA) à l’accord tripartite sur l’application des garanties entre le Royaume de Belgique, le
Royaume de Danemark, la République fédérale d’Allemagne, l’Irlande, la République
italienne, le Grand-Duché de Luxembourg, le Royaume des Pays-Bas, la Communauté
européenne de l’énergie atomique et l’Agence internationale de l’énergie atomique en
application de l’article 3, paragraphes 1 et 4 du Traité de non-prolifération des armes nucléaires et
de son Protocole additionnel (soit entre l’AIEA, la Commission européenne et la République
tchèque). L’expérience de l’introduction des deux modifications majeures montre clairement la
nécessité d’affiner la législation actuelle de manière à ce qu’elle reflète parfaitement la nouvelle
situation. La section traitant des activités soumises à autorisation montre une possibilité de réduire
la charge sur les entreprises. En cas de transfert des matériels nucléaires dans le cadre de
l’Euratom, il est proposé de remplacer la procédure d’autorisation existante par une simple
obligation de notification, mais dans les conditions clairement définies permettant à l’ONSN
d’exercer un contrôle total dans certaines circonstances.
Les pays développés tentent constamment de créer des conditions pour augmenter le niveau
de sûreté nucléaire, de radioprotection, de sécurité technique, de gestion des situations d’urgence
radiologique et de surveillance radiologique (ci-après dénommées «sûretés» ou «système de
sûretés») lors de l’utilisation de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants. Ces mesures ne
reposent pas uniquement sur l’optimisation des conditions techniques ou administratives. De
nombreux États visent également à répondre de manière adéquate au développement plutôt
intense dans le secteur réglementé en renforçant la capacité des autorités de régulation à satisfaire
aux exigences actuelles imposées aux administrations de ce type. L’expérience dans de nombreux
pays a montré de très bons résultats de la mise en place d’une direction collective de l’autorité de
régulation (sous forme d’un conseil ou d’un comité) et en combinant les sources de financement
des activités de l’organisme de surveillance entre le budget de l’État et les contributions des
titulaires d’autorisation eux-mêmes. La direction collective à la tête de l’autorité de régulation
peut assurer davantage de stabilité, de cohérence et de prévisibilité de l’exercice de la régulation
en limitant la possibilité d’une mutation fondamentale lors du changement des dirigeants de
l’administration. Une autre valeur ajoutée de ce type d’organisation de la gestion de l’autorité de
régulation se traduit par la faculté de la direction technique de disposer d’une latitude plus grande
lors des décisions dans les domaines spécifiques, y compris les questions de nature conceptuelle et
stratégique.
Le maintien des multiples sources de financement de l’activité de l’ONSN prévu par la loi
actuelle nº 18/1997 du JO peut davantage renforcer l’effet positif des changements précités
dans l’organisation de la gestion de l’autorité de régulation, même si bien sûr, les deux
mesures peuvent fonctionner de façon autonome.
Les compétences de l’ONSN sont de nature technique et réglementaire et la réglementation
des utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants est à caractère
éminemment public. Le domaine de la responsabilité pour les dommages nucléaires,
transposant en droit tchèque la Convention de Vienne sur la responsabilité civile en matière
de dommages nucléaires et le Protocole commun relatif à l’application de la Convention de
Vienne et la Convention de Paris, visé à la loi nº 133/1994 du JO et réglementé actuellement
avec d’autres aspects de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et des rayonnements
ionisants, ne relève donc pas de l’économie de la nouvelle loi nucléaire, puisqu’il s’agit d’une
notion de droit privé. Entre les deux domaines de la réglementation se trouvent de nombreuses
incohérences, dues à la nature des choses, qui sont source des problèmes d’interprétation et
- 174 -
d’application. La responsabilité en matière de dommages nucléaires telle que réglementée par la
loi actuelle nº 18/1997 du JO concerne les questions de droit civil et de procédure, ou le domaine
de l’assurance (que sa future modification devra détailler beaucoup plus précisément). Cependant,
il convient également de prendre en compte les facteurs politiques internationaux qui vont
influencer la future forme de la réglementation du traité Euratom qui a ouvert l’initiative conjointe
de réglementer ce sujet. Pour les raisons précitées, il est proposé de séparer les deux
réglementations et de laisser la réglementation de la responsabilité en matière de dommages
nucléaires dans la loi «résiduelle» nº 18/1997 du JO. En fonction du développement du droit
européen dans ce domaine, la réglementation indépendante visée à la loi « résiduelle » permettra
une modification ultérieure plus aisée de la responsabilité en matière de dommages nucléaires ou
éventuellement d’y substituer une nouvelle réglementation complète.
Ainsi, le projet de la nouvelle loi nucléaire n’est pas dû à la nécessité de créer de toutes
nouvelles relations juridiques (sauf pour la transposition de la conséquente directive BSS),
bien qu’il apporte une mise à jour législative importante. Il semble plutôt nécessaire de
compléter et notamment de préciser la réglementation existante sur la base de l’expérience
acquise pendant les 17 années d’application de la loi nº 18/1997 du JO (et de la législation
connexe) et d’utiliser les nouvelles recommandations précitées des institutions internationales
et d’autres nouvelles connaissances, à la fois formelles et techniques. Les changements dans
l’organisation de l’autorité de régulation pourraient avoir à l’avenir un effet non négligeable
sur l’ajustement correct de la réglementation dans ce domaine. Une adaptation approfondie est
également requise pour les dispositions de délégation législative visées à la loi existante
nº 18/1997 du JO dont la formulation ne satisfait pas aux exigences législatives actuelles.
En maintenant la situation juridique actuelle, de nombreuses sections de la loi nº 18/1997 du JO
garderont une formulation inutilement compliquée et confuse. Dans les cas où la réglementation
applicable est au contraire insuffisante, l’autorité de régulation devra continuer à établir les
exigences juridiques par des moyens de substitution, par exemple, à l’aide des conditions
d’autorisation. Cet état de fait nuit davantage à la clarté de l’environnement juridique, mais surtout
cela ne contribue pas à la prévisibilité des actions de l’autorité de régulation et affecte
négativement la certitude juridique des destinataires des normes. Enfin, l’inaction rendra
impossible l’introduction de certaines simplifications ou limites de la régulation dans des
domaines moins importants, et ne permettra donc pas de créer les conditions visant une utilisation
plus efficace des ressources de l’autorité de régulation, ainsi que du secteur réglementé.
Évaluation de la cohérence du projet de loi avec l’ordre constitutionnel de la République
tchèque
Le projet de loi respecte pleinement l’ordre constitutionnel dans toutes ses parties. La loi
nucléaire ne dépasse pas le champ d’application prévu par l’ordre constitutionnel relatif aux droits
et obligations des personnes et sauvegarde l’exercice du pouvoir par l’État exclusivement dans le
domaine de la réglementation. Elle respecte donc pleinement les exigences visées à l’article 2, de
la loi nº 1/1993 du JO, la Constitution de la République tchèque, et aux articles 2, 3 et 4 de la
Charte des droits et libertés fondamentaux. Elle se fonde également sur les dispositions
constitutionnelles relatives à la création législative des organes de l’administration centrale et sur
les exigences concernant la délégation législative aux fins d’édicter des règlements d’application
visées à l’article 79, paragraphe 3, de la Constitution de la République tchèque.
- 175 -
En outre, le projet de loi nucléaire respecte pleinement les décisions de la Cour
constitutionnelle concernant l’intervention à la procédure de délivrance des autorisations et
l’intervention concernant la détermination de la zone de planification d’urgence en vertu de la
loi nº 18/1997 du JO (par exemple, les décisions de la Cour constitutionnelle I. ÚS 1969/12,
II. ÚS 380/01., III. ÚS 3118/07, IV. ÚS 463/12, et d’autres). La nouvelle loi nucléaire ne
s’écarte plus de la jurisprudence constante de la Cour constitutionnelle.
Évaluation de la conformité du projet de réglementation avec la législation de l’Union
européenne, la jurisprudence des institutions judiciaires de l’Union européenne ou les
principes généraux du droit de l’Union européenne
La modification proposée est en pleine conformité avec les exigences du droit de l’UE ou
d’Euratom. La loi nucléaire transpose principalement en droit tchèque, certaines exigences
directes du Traité instituant la Communauté européenne de l’énergie atomique, notamment,
par exemple, son article 81, régissant l’exercice des pouvoirs de la Commission européenne
d’envoyer ses inspecteurs sur le territoire d’un État membre pour contrôler les minerais, les
matières brutes ou les matières fissiles spéciales.
Le projet de loi transpose la législation suivante d’Euratom et de l’UE:
1. Directive du 5 mars 1962 sur le libre accès aux emplois qualifiés dans le domaine nucléaire.
2. Directive 2006/123/CE du Parlement européen et du Conseil du 12 décembre 2006
relative aux services dans le marché intérieur.
3. Directive 2006/117/Euratom du Conseil du 20 novembre 2006 relative à la surveillance et
au contrôle des transferts de déchets radioactifs et de combustible nucléaire usé.
4. Directive 2009/71/Euratom du Conseil du 25 juin 2009 établissant un cadre
communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires.
5. Directive 2011/70/Euratom du Conseil du 19 juillet 2011 établissant un cadre
communautaire pour la gestion responsable et sûre du combustible usé et des déchets
radioactifs.
6. Directive 2013/51/Euratom du Conseil du 22 octobre 2013 fixant des exigences pour
la protection de la santé de la population en ce qui concerne les substances
radioactives dans les eaux destinées à la consommation humaine.
7. Directive 2013/59/Euratom du Conseil du 5 décembre 2013 fixant les normes de base
relatives à la protection sanitaire contre les dangers résultant de l’exposition aux
rayonnements ionisants et abrogeant les directives 89/618/Euratom, 90/641/Euratom,
96/29/Euratom, 97/43/Euratom et 2003/122/Euratom.
1.
2.
3.
4.
Le projet de loi transpose également en droit tchèque les exigences visées aux
règlements suivants:
Règlement (Euratom) nº 3954/87 du Conseil du 22 décembre 1987 fixant les niveaux
maximaux admissibles de contamination radioactive pour les denrées alimentaires et
les aliments pour bétail après un accident nucléaire ou dans toute autre situation
d’urgence radiologique.
Règlement (Euratom) nº 1493/93 du Conseil du 8 juin 1993 concernant les transferts
de substances radioactives entre les États membres.
Règlement (Euratom) nº 302/2005 de la Commission du 8 février 2005 relatif à
l’application du contrôle de sécurité d’Euratom.
Règlement (CE) nº 733/2008 du Conseil du 15 juillet 2008 relatif aux conditions
d’importation de produits agricoles originaires des pays tiers à la suite de l’accident
survenu à la centrale nucléaire de Tchernobyl.
- 176 -
5. Règlement (CE) nº 428/2009 du Conseil du 5 mai 2009 instituant un régime
communautaire de contrôle des exportations, des transferts, du courtage et du transit
de biens à double usage, tel que modifié.
6. Règlement (CE) nº 1048/2009 du Conseil du 23 octobre 2009 modifiant le règlement
(CE) nº 733/2008 relatif aux conditions d’importation de produits agricoles originaires
des pays tiers à la suite de l’accident survenu à la centrale nucléaire de Tchernobyl.
La loi nucléaire transpose également la décision 2008/312/Euratom: Décision de la Commission
du 5 mars 2008 établissant le document uniforme pour la surveillance et le contrôle des transferts
de déchets radioactifs et de combustible nucléaire usé mentionné dans la
directive 2006/117/Euratom du Conseil [notifiée sous le numéro C(2008) 793] et Décision du
Conseil du 14 décembre 1987 concernant des modalités communautaires en vue de l’échange
rapide d’informations dans le cas d’une situation d’urgence radiologique (87/600/Euratom).
En outre, le projet de loi tient compte des recommandations qui sont pertinentes pour assurer
la sécurité et la sûreté du système et nécessaires pour atteindre l’harmonisation minimale des
conditions
dans
l’Euratom,
par
exemple,
la
recommandation
de
la
Commission 2000/473/Euratom du 8 juin 2000 concernant l’application de l’article 36 du
traité Euratom relatif à la surveillance des taux de radioactivité dans l’environnement en vue
d’évaluer l’exposition de l’ensemble de la population.
Le projet de loi est concerné aussi par les règlements de l’UE suivants:
 directive 95/46/CE du Parlement européen et du Conseil du 24 octobre 1995 relative à
la protection des personnes physiques à l’égard du traitement des données à caractère
personnel et à la libre circulation de ces données,
 règlement (CE) nº 800/2008 de la Commission du 6 août 2008 déclarant certaines
catégories d’aide compatibles avec le marché commun en application des articles 87 et
88 du traité (règlement général d’exemption par catégorie).
Outre la transposition des directives précitées, le législateur a également adopté la démarche
en vue de l’incorporation des modifications de la directive 2009/71/Euratom du Conseil du
25 juin 2009 établissant un cadre communautaire pour la sûreté nucléaire des installations
nucléaires modifiée, à savoir la transposition de la directive 2014/87/Euratom du
8 juillet 2014 modifiant la directive 2009/71/Euratom du Conseil établissant un cadre
communautaire pour la sûreté nucléaire des installations nucléaires. Cependant, en raison du
délai de transposition relativement long, de la relative nouveauté de la directive et de la
poursuite des travaux sur les règlements d’application de la loi nucléaire, la directive ne peut
pas être considérée comme intégralement transposée (et donc elle n’a pas été déclarée en tant
que telle dans les documents à l’appui pertinents du projet de loi nucléaire). Certaines
dispositions relatives à la nouvelle version de la directive ont déjà été incorporées dans la loi
nucléaire, notamment en ce qui concerne la gestion des situations d’urgence radiologique,
l’évaluation de la sûreté et la gestion des situations d’urgence des installations nucléaires.
La loi nucléaire comprend un certain nombre d’autres notions nouvellement conçues
tellement avancées qu’elles satisfont entièrement aux nouvelles exigences de la directive.
Lors de la transposition, le législateur s’est fondé sur la réglementation existante visée à la loi
nº 18/1997 du JO, à savoir qu’il appliquait la méthode éprouvée de transposition de la
législation européenne précitée.
- 177 -
Les principes généraux du droit de l’UE ne sont nullement affectés par le projet de loi nucléaire.
Évaluation de la cohérence du projet de loi avec les traités internationaux engageant la
République tchèque
Le projet de loi adapte le droit tchèque aux nombreux règlements internationaux. Lors de sa
conception, il a été également tenu compte de toute une série de mesures non contraignantes
(«soft law»), émanant des organisations gouvernementales internationales (AIEA,
Organisation de coopération et de développement économiques - ci-après dénommée
«OCDE») ou des institutions spécialisées (CIPR, WENRA).
L’AIEA publie des normes de sécurité qui reflètent le consensus d’experts internationaux. Bien
qu’elles ne soient pas juridiquement contraignantes pour les États membres de l’AIEA, elles
comptent parmi les mesures non contraignantes internationales, sont largement respectées et
affectent de manière significative la culture juridique de tous les pays membres de l’Agence. Les
normes sont émises sur trois niveaux: Principes fondamentaux de sûreté (Safety Fundamentals),
Exigences de sûreté (Safety Requirements) et Guides de sûreté (Safety Guides).
Les principes fondamentaux de sûreté représentent les objectifs de sécurité et les préceptes de
protection essentiels et définissent le cadre pour les Exigences de sûreté. Les exigences de
sûreté comprennent des obligations à satisfaire en vue d’assurer la protection de la population
et de l’environnement. Le format et le style les prédestinent à leur incorporation dans la
législation nationale. Les guides de sécurité préconisant sous forme de recommandations et de
conseils des moyens possibles pour répondre aux exigences de sûreté ont un caractère de
consigne et reflètent les bonnes pratiques de l’approche du sujet.
Les consignes de sécurité (normes) de l’AIEA ont un impact significatif, voire dominant, sur
les réglementations nationales. Lors des conférences d’examen pour évaluer les rapports
nationaux de la Convention sur la sûreté nucléaire ou de la Convention commune sur la sûreté
de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs qui ont lieu à l’AIEA, les États
membres sont évalués en fonction du taux d’exécution en ce qui concerne justement le
contenu de ces instructions. Étant donné que les États membres de l’UE participent
activement à la préparation des conventions et directives internationales de l’AIEA, leur
contenu est traduit dans la législation d’Euratom. L’exemple en est la
directive 2009/71/Euratom qui encourage directement les États membres d’Euratom à évaluer
l’applicabilité des principes de sûreté nucléaire de l’AIEA pour la mise en œuvre de la
directive dans les législations nationales.
Une plate-forme internationale importante est l’association WENRA qui regroupe
actuellement toutes les autorités de surveillance nationales des États membres d’Euratom.
L’activité de l’association se déroule dans le cadre d’un comité de pilotage et de deux groupes
de travail: l’un pour la sûreté des réacteurs nucléaires (RHWG pour Reactor Harmonisation
Working Group) et l’autre pour le domaine des déchets radioactifs (WGWD pour Working
Group on Waste and Decommissioning).
Des niveaux de référence visant 18 zones de sûreté sélectionnées ont été établis dans les deux
groupes. Lesdits niveaux de référence constituent en fait les critères de comparaison pour les
législations nationales. Les résultats de l’étude finale classent la République tchèque dans le groupe
d’un nombre relativement important de pays dont la réglementation nationale est insuffisante à
certains égards, bien que ces pays ou plutôt les titulaires d’autorisation de l’exploitation de centrale
nucléaire se conforment aux recommandations internationales les plus récentes.
- 178 -
De nombreuses exigences ainsi imposées ou précisées (par exemple, évaluations de sûreté
périodiques, évaluation probabiliste, etc.) sont certes respectées par le titulaire d’autorisation
de l’exploitation d’une installation nucléaire, mais ne sont pas reflétées entièrement dans la
législation actuelle. L’absence d’une forme contraignante générale de ces exigences légales
(au sens large) les rend inapplicables de fait, ce qui peut conduire à leur non-respect et donc à
une menace réelle des intérêts devant être protégés (la santé humaine et l’environnement)
dans un environnement législatif d’une qualité inférieure ou chez un destinataire ayant des
connaissances juridiques moindres.
En travaillant avec des sources de droit international, les auteurs de la loi nucléaire se sont
conformés aux moyens d’adaptation déjà établis (en conformité avec la loi nº 18/1997 du JO)
et s’en sont écartés seulement lorsque l’exigeait le changement ponctuel des sources ellesmêmes ou de nouvelles exigences visant le contenu et la forme de la législation tchèque.
Au cours de la préparation de la loi nucléaire, la question de la protection des travailleurs
contre les rayonnements ionisants a été consultée avec des représentants des employeurs et
des salariés concernés qui ont également reçu le projet de loi pour émettre leurs observations.
Il s’agissait notamment de la Chambre économique de la République tchèque, des entreprises ČEZ,
a.s. et ŠKODA JS, a. s., de l’Union de l’industrie et du commerce, de la Confédération des unions
d’employeurs et d’entrepreneurs tchèques, de la Société des physiciens de médecine, o. s., de la
Société tchèque de médecine nucléaire, de la Société radiologique, de la Société des manipulateurs
radio tchèques, de la Société tchèque des essais non destructifs, at d’autres.
La nouvelle réglementation prend en compte les conventions internationales suivantes:
1. Convention sur la sûreté nucléaire signée à Vienne le 17 juin 1994 (promulguée sous
le nº 67/1998 du JO),
2. Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de
la gestion des déchets radioactifs, signée à Vienne le 30 septembre 1997,
3. Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires, signé à Moscou, Washington et
Londres le 1er juillet 1968 (promulgué sous le nº 61/1974 du JO),
4. Traité sur l’interdiction de la mise en place d’armes nucléaires et autres armes de
destruction massive au fond des mers et des océans et dans le sous-sol, signé à Moscou,
Washington et Londres le 11 février 1971 (promulgué sous le nº 62/1974 du JO),
5. Accord entre le gouvernement de la République tchèque et la Commission préparatoire du
Traité d’interdiction complète des essais nucléaires sur la mise en œuvre des activités, y
compris les activités de post certification liées au dispositif de surveillance international du
Traité d’interdiction complète des essais nucléaires, signé à Vienne le 13 novembre 2002
(promulgué sous le nº 94/2006 du recueil des traités internationaux),
6. Convention sur la protection physique des matières nucléaires, signée à Vienne le
26 septembre 1979, (promulgué sous le nº 114/1996 du JO et sous le nº 27/2007 du
recueil des traités internationaux),
7. Convention sur la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants (nº 115) de
l’Organisation internationale du Travail (promulguée sous le nº 465/1990 du JO).
Ont été également pris en compte les documents internationaux non contraignants suivants:
1. Site Evaluation for Nuclear Installations Safety Requirements (NS-R-3), IAEA 2003,
(Publication de l’AIEA: Exigences relatives à l’évaluation du site pour les installations
nucléaires),
- 179 -
2. Safety of Nuclear Power Plants: Operation Safety Requirements (NS-R-2), IAEA 2000,
(Publication de l’AIEA: La sûreté des centrales nucléaires: Exigences pour l’exploitation)
3. Safety of Nuclear Power Plants: Design Safety Requirements (NS-R-1), IAEA 2000,
(Publication de l’AIEA: La sûreté des centrales nucléaires: Exigences pour la conception)
4. Safety of Research Reactors Safety Requirements (NS-R-4), IAEA 2005, (Publication
de l'AIEA: Exigences pour la sûreté des réacteurs de recherche),
5. Safety of Research Reactors Safety Requirements (NS-R-4), IAEA 2005, (Publication
de l'AIEA: Exigences pour la sûreté des réacteurs de recherche),
6. The Management System for Facilities and Activities (GS-R-3), IAEA, 2006 (Système
de gestion des installations et des activités nucléaires),
7. The Management System for Nuclear Installations (GS-G-3.5), IAEA 2009
(Publication de l’AIEA: Systèmes de gestion des installations nucléaires),
8. IAEA, Specific Safety Requirements Series No. SSR-6, Regulations for the Safe
Transport of Radioactive Material, 2012 Edition International Atomic Energy Agency,
Vienna, 2012,
9. IAEA, Safety Standards Series No. TS-G-1.1 (Rev. 1), Advisory Material for the IAEA
Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, Safety Guide, International
Atomic Energy Agency, Vienna, 2008,
10. Predisposal Management of Radioactive Waste, General Safety Requirements Part 5,
No. GSR Part 5, IAEA, Vienna, 2009,
11. Geological Disposal of Radioactive Waste, Safety Requirements, WS-R-4, IAEA,
Vienna, 2006,
12. Near Surface Disposal of Radioactive Waste, Safety Requirements, WS-R-1, IAEA,
Vienna, 1999,
13. ICRP 60: Recommandations de la Commission internationale de protection
radiologique, 60; Publication de la CIPR, volume 21/1-3,
14. ICRP 103: Recommandations de la Commission internationale de protection
radiologique, 103; Publication de la CIPR, volume 37/2-4,
15. ICRP 101: Détermination de la dose représentative aux fins de la radioprotection de la
population et Optimisation de la radioprotection: processus d’élargissement, 101;
Publication de la CIPR, Volume 36/3,
16. Code of Conduct on the Safety and Security of Radioactive Sources, IAEA 2004;
(Publication de l’AIEA: Code de conduite sur la sûreté et la sécurité des sources
radioactives, 2004),
17. IAEA, Fundamental Safety Principles, Series No. SF-1, published November 07, 2006
18. IAEA, Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency Safety
Requirements, Series No. GS-R-2, published November 06, 2002,
19. IAEA, The Management System for Facilities and Activities Safety Requirements
Series No. GS-R-3, published July 21, 2006,
20. IAEA, Governmental, Legal and Regulatory Framework for Safety General Safety
Requirements Part 1, Series No. GSR Part 1, published October 04, 2010,
21. IAEA Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety
Standards - Interim Edition General Safety Requirements Part 3, Series No. GSR Part
3, published July 19, 2014,
22. IAEA, Safety Assessment for Facilities and Activities General Safety Requirements
Part 4, Series No. GSR Part 4, published May 19, 2009,
- 180 -
23. IAEA, Decommissioning of Facilities Using Radioactive Material Safety
Requirements, Series No. WS-R-5, published October 18, 2006,
24. IAEA, Arrangements for Preparedness for a Nuclear or Radiological Emergency Safety
Guide, Series No. GS-G-2.1, published May 23, 2007,
25. IAEA, Application of the Management System for Facilities and Activities Safety
Guide, Series No. GS-G-3.1, published July 28, 2006,
26. IAEA, The Management System for Technical Services in Radiation Safety Safety
Guide, Series No. GS-G-3.2, published July 02, 2008,
27. IAEA, The Management System for the Processing, Handling and Storage of
Radioactive Waste Safety Guide, Series No. GS-G-3.3, published July 02, 2008,
28. IAEA, Classification of Radioactive Waste General Safety Guide, Series No. GSG-1,
published December 28, 2009,
29. IAEA, Criteria for Use in Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological
Emergency General Safety Guide, Series No. GSG-2, published March 17, 2011,
30. IAEA, The Safety Case and Safety Assessment for the Predisposal Management of
Radioactive Waste, Series No. GSG-3, published April 18, 2013,
31. IAEA, Use of External Experts by the Regulatory Body, Series No. GSG-4, published
February 21, 2013,
32. IAEA, Occupational Radiation Protection Safety Guide, Series No. RS-G-1.1,
published October 13, 1999,
33. IAEA, Assessment of Occupational Exposure Due to Intakes of Radionuclides Safety
Guide, Series No. RS-G-1.2, published November 02, 1999,
34. IAEA, Assessment of Occupational Exposure Due to External Sources of Radiation
Safety Guide, Series No. RS-G-1.3, published September 28, 1999,
35. IAEA, Building Competence in Radiation Protection and the Safe Use of Radiation
Sources Safety Guide, Series No. RS-G-1.4, published May 08, 2001,
36. IAEA, Environmental and Source Monitoring for Purposes of Radiation Protection
Safety Guide, Series No. RS-G-1.8, published August 22, 2005,
37. IAEA, Categorization of Radioactive Sources Safety Guide, Series No. RS-G-1.9,
published August 15, 2005,
38. IAEA, Regulatory Control of Radioactive Discharges to the Environment Safety
Guide, Series No. WS-G-2.3, published September 15, 2000,
39. IAEA, Predisposal Management of Low and Intermediate Level Radioactive Waste
Safety Guide, Series No. WS-G-2.5, published April 30, 2003,
40. IAEA, Predisposal Management of High Level Radioactive Waste Safety Guide, Series
No. WS-G-2.6, published April 30, 2003,
41. IAEA, Remediation Process for Areas Affected by Past Activities and Accidents Safety
Guide, Series No. WS-G-3.1, published March 01, 2007,
42. IAEA, Release of Sites from Regulatory Control on Termination of Practices Safety
Guide, Series No. WS-G-5.1, published November 08, 2006,
43. IAEA, Safety Assessment for the Decommissioning of Facilities Using Radioactive
Material Safety Guide, Series No. WS-G-5.2, published February 24, 2009,
44. IAEA, Storage of Radioactive Waste Safety Guide, Series No. WS-G-6.1, published
November 28, 2006,
45. IAEA, Regulatory Control of Radiation Sources Safety Guide, Series No. GS-G-1.5,
published December 13, 2004,
- 181 -
46. IAEA, Safety of Radiation Generators and Sealed Radioactive Sources Safety Guide,
Series No. RS-G-1.10, published December 15, 2006,
47. IAEA, Radiological Protection for Medical Exposure to Ionizing Radiation Safety
Guide, Series No. RS-G-1.5, published April 02, 2002,
48. IAEA, Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance Safety
Guide, Series No. RS-G-1.7, published August 04, 2004,
49. IAEA, Radiation Safety in Industrial Radiography Specific Safety Guide, Series No.
SSG-11, published February 25, 2011,
50. IAEA, Control of Orphan Sources and Other Radioactive Material in the Metal
Recycling and Production Industries Specific Safety Guide, Series No. SSG-17,
published February 10, 2012,
51. IAEA, National Strategy for Regaining Control over Orphan Sources and Improving
Control over Vulnerable Sources Specific Safety Guide, Series No. SSG-19, published,
August 18, 2011,
52. IAEA, Radiation Safety of Gamma, Electron and X Ray Irradiation Facilities Specific
Safety Guide, Series No. SSG-8, published July 26, 2010,
53. IAEA, Decommissioning of Medical, Industrial and Research Facilities Safety Guide,
Series No. WS-G-2.2, published December 07, 1999,
54. IAEA, Management of Waste from the Use of Radioactive Material in Medicine,
Industry, Agriculture, Research and Education Safety Guide, Series No. WS-G-2.7,
published May 26, 2005,
55. IAEA, Guidance on the Import and Export of Radioactive Sources, IAEA, Vienna 2012,
56. IAEA - Safety Culture in Nuclear Installations - Guidance for Use in the Enhancement
of Safety Culture (TECDOC-1329),
57. IAEA, Nuclear Security Fundamentals, Nuclear Security Series, Vienna (under
development),
58. IAEA, Nuclear security Recommendation on Radioactive Material and Associated
Facilities, Nuclear Security Series, Vienna (under development),
59. IAEA, Nuclear Security Recommendations on Nuclear and Other Radioactive Material
Out of Regulatory Control, Nuclear Security Series, Vienna (under development),
60. IAEA Nuclear Security Recommendation on Nuclear Material and Nuclear Facilities –
INFCIRC/225/Rev.5 in Nuclear Security Series,
61. Engineering Safety Aspects of the Protection of Nuclear Power Plants Against
Sabotage, IAEA, Nuclear Security Series No. 4,
62. Nuclear Security Culture, IAEA Nuclear Security Series No. 7,
63. Preventive and Protective Measures Against Insider Threats, IAEA, Nuclear Security
Series No. 8,
64. Development, Use and Maintenance of the Design Basis Threat, IAEA, Nuclear
Security Series No. 10.
Le projet de loi est tout à fait conforme au droit international.
Impact économique et financier prévu du projet de réglementation sur le budget de l’État,
sur les autres budgets publics
Selon une estimation qualifiée, les coûts résultant de la nouvelle loi nucléaire devraient être
neutres sur le long terme. Au vu des dernières tendances, la régulation croîtrait dans certains
domaines, contrairement à d’autres. Selon le projet, à la suite de la nouvelle législation, déjà
visée actuellement à la loi nº 249/2011 du JO portant modification de la loi nº 18/1997 du JO
sur les utilisations pacifiques de l’énergie atomique et des rayonnements ionisants (loi
- 182 -
nucléaire) et portant modification et complément de certaines lois, telle que modifiée, et à la
loi nº 634/2004 du JO sur les frais administratifs, telle que modifiée, une redistribution
importante des coûts de financement de la régulation a été opérée entre le budget de l’État et
les titulaires d’autorisation sélectionnés, car certains demandeurs ou titulaires d’autorisation
contribuent au financement d’une partie des coûts de l’activité technique indispensable de
l’autorité de régulation associée à la délivrance des décisions requises. La poursuite de
l’application de ce nouveau système de financement permettrait de répartir les coûts de
manière plus ciblée, où le montant de paiement correspondrait à la complexité des activités
techniques liées à la procédure d’autorisation. Dans l’ensemble, la présente réglementation devrait
permettre de couvrir par la contribution pendant une année «standard» environ 40 % à 50 % des
dépenses totales du budget de l’autorité de régulation nucléaire. Les charges exceptionnelles (par
exemple, permis de construire d’une nouvelle installation nucléaire) devraient être couvertes à
hauteur de 90 %. Au cours de la prochaine décennie, en considérant les constructions envisagées
de nouvelles installations nucléaires en République tchèque, les recettes budgétaires de l’État sous
le poste de l’ONSN pourraient être augmentées d’environ 2 milliards de couronnes tchèques,
contribuant ainsi au maintien du niveau adéquat de dépenses budgétées de l’Office.
Le projet de loi nucléaire modifie la sphère des activités sensibles exécutées chez le titulaire
d’autorisation. Sur la base des données statistiques dont dispose l’auteur provenant du titulaire
d’autorisation le plus important devant effectuer les activités sensibles visées à la disposition
précitée, il peut être estimé avec une grande précision que le nombre de personnes
susceptibles de faire l’objet d’une nouvelle procédure de sécurité de l’Agence nationale de
sécurité conformément à la loi nº 412/2005 du JO sur la protection des informations
classifiées et la compétence de sécurité, telle que modifiée, est d’au moins 2 700 personnes.
Examiner un nombre aussi important de personnes représente pour l’Agence nationale de
sécurité une lourde charge à laquelle elle est incapable de faire face avec la structure actuelle
du personnel, et par conséquent, il existe un besoin évident d’augmenter le nombre de postes
systématisés de l’ANS pour la nouvelle activité visée plus haut. Le nombre estimé de
nouveaux postes est de 9, avec un impact sur l’augmentation de financement du chapitre 308
du budget de l’État. L’augmentation des postes systématisés du tableau des effectifs dans la
proportion citée entraînera en 2016 d’autres coûts matériels ponctuels supplémentaires. Le
gouvernement prendra acte de la nécessité d’accroître le financement au chapitre 308 du
budget de l’État et le vice-premier ministre et ministre des finances en tiendront compte dans
la préparation du budget de l’État pour 2016 et les années suivantes. Malgré cette
augmentation des postes systématisés du tableau des effectifs, l’Agence nationale de sécurité
ne sera pas en mesure de mettre en œuvre la procédure de sécurité avec un nombre de
candidats aussi important en une fois, mais il sera nécessaire de procéder à l’acceptation des
demandes par étape. Cela nécessitera la conclusion d’un accord tripartite entre l’ONSN,
l’Agence nationale de sécurité (ANS), et le titulaire d’autorisation le plus important devant
effectuer les activités sensibles en vertu de la disposition précitée.
Les effets positifs liés aux nouvelles modalités de procédure de l’autorité de régulation
(Conseil) seront accompagnés par des exigences accrues sur l’organisation et l’administration
de cette nouvelle structure de gestion. L’auteur ne prévoit pas que la création de la direction
collective (du Conseil) entraîne une augmentation significative du coût économique de
l’ONSN pour le budget de l’État à moyen et long terme.
- 183 -
L’adoption de la nouvelle loi nucléaire ne sera pas suivie d’une augmentation des exigences
sur le budget national à moyen et long terme, à l’exception de l’accroissement des coûts de
l’Agence nationale de sécurité.
Incidences sur l’environnement des affaires de la République tchèque
Le projet de loi propose un certain nombre d’innovations visant l’allègement de la
réglementation de l’environnement des affaires. En effet, certains types d’autorisations sont
supprimés (par exemple, remise en service de l’installation nucléaire), d’autres sont déplacés
vers les niveaux moins contraignants de réglementations (enregistrement, notification).
L’introduction du délai de validité permanent pour toutes les autorisations visant les activités
particulièrement importantes pour la radioprotection constitue également une nouveauté,
l’examen devant une commission étant remplacé par la participation à une formation
complémentaire. De nombreuses exigences existantes ont été éliminées afin de respecter les
principes fondamentaux du marché commun de l’UE (libre circulation des marchandises,
reconnaissance mutuelle). La loi nucléaire reflète également une informatisation progressive de
l’administration publique et limite au strict minimum la quantité d’informations exigée des
opérateurs économiques. Par rapport à la réglementation existante, l’on peut supposer que la
nouvelle loi nucléaire aura un impact positif sur l’environnement des affaires en République
tchèque.
Incidences sociales
Eu égard à son caractère éminemment technique et à l’absence de lien avec les droits et
obligations des particuliers n’exerçant pas dans le domaine de l’utilisation pacifique de
l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants, le projet de loi n’a aucun impact social.
Impact environnemental
La protection de l’environnement est un des principaux objectifs du projet de loi, relevant de
l’intérêt public protégé par toute la portée de la réglementation. À cet égard, elle conserve le
niveau atteint par la réglementation existante, soit la loi nº 18/1997 du JO. Dans de nombreux
aspects, les exigences relatives à la sûreté sont ajustées de sorte que la protection de l’intérêt
public, et donc de l’environnement, soit réalisée plus efficacement (changements
réglementaires dans le sens de l’augmentation de son efficacité, par exemple, possibilité
d’interventions plus larges pour imposer des mesures correctives, modification des conditions
d’exercice de certaines activités gérées, etc.).
Nous pouvons conclure que la loi nucléaire aura un impact positif sur l’environnement.
Évaluation des impacts de la solution proposée en relation avec l’interdiction de
discrimination
Sur le plan général, le texte n’a aucun impact majeur sur l’égalité des sexes. Le projet de loi
n’entraîne aucune discrimination des minorités, y compris sexuelle. La loi est entièrement
conforme à l’interdiction de la discrimination. Le texte est également conforme à la
législation applicable et en vertu de la législation d’Euratom, il réglemente les différentes
conditions pour les femmes dans des situations spécifiques, telles que la grossesse et
l’allaitement, en fonction des déterminants biologiques et de la situation particulière de la vie,
donc de manière non discriminatoire.
Évaluation des impacts de la solution proposée en relation à la protection de la vie privée
et des données à caractère personnel
La loi nucléaire concentre la question relative à la gestion des données à caractère personnel
par les pouvoirs publics dans un ensemble cohérent de dispositions («Tenue des listes et des
registres») qui est complété par plusieurs dispositions spécifiques partielles (traitant par
- 184 -
exemple, les formalités de la demande introductive de procédure administrative, les formalités
des actes administratifs individuels ou le droit de l’ONSN d’utiliser des informations
contenues dans les registres de base). À tous les endroits pertinents du texte législatif, la loi
nucléaire présente les listes des données à caractère personnel collectées et traitées par
l’administration publique et limite leur portée au strict minimum.
Le projet de loi impose l’obligation de traiter les données à caractère personnel par l’ONSN et
l’administration dans l’étendue indispensable à l’exercice efficace de l’administration
publique dans le domaine. Plus précisément, il s’agit des données à caractère personnel
contenues dans les listes des objets et les registres des personnes (à cet égard, la loi nucléaire
respecte la terminologie instaurée par la loi nº 89/2012 du JO, Code civil). Les listes des
objets recouvrent notamment les listes des installations nucléaires et des sources de
rayonnement ionisant, des matériels nucléaires, des données concernant l’exposition au
rayonnement des personnels et des intervenants, les listes des permis personnels
radiologiques, des types approuvés de conteneurs pour le transport et le stockage de matières
fissiles ou radioactives, des sources de rayonnement ionisant et d’autres produits, des
matériels nucléaires classés exportés, importés et transférés et une liste des déchets
radioactifs. En cas de matériels figurant dans lesdites listes, l’ONSN (ou l’administration,
dans le cas de la liste des déchets radioactifs) doit gérer certaines données à caractère
personnel en vue de disposer d’un récapitulatif des opérateurs concernés devant être guidés ou
contrôlés par les autorités publiques. Sans les registres et la gestion desdites données, il ne
serait pas possible de cibler et d’effectuer des activités administratives et de surveillance avec
efficacité, par exemple réglementer l’exposition des différents travailleurs aux rayonnements
ou de fournir un aperçu général du mouvement des matériels nucléaires. Afin de réduire les
atteintes indésirables à la vie privée, la loi nucléaire établit une liste spécifique fermée des
données à caractère personnel traitées par l’ONSN. Elles sont les suivantes: nom de famille,
prénom(s), numéro personnel d’identité attribué à la naissance (le cas échéant) et type et
adresse de résidence, à savoir, les informations pouvant être considérées comme
indispensables aux fins d’identifier une personne. En cas de personnes morales, ces
informations sont la dénomination, le numéro d’identification et le siège social.
De même, la loi réglemente les registres des personnes, à savoir, le registre des titulaires
d’autorisation, le registre des personnes enregistrées, le registre des notifiants et le registre des
titulaires d’autorisation d’exercer des activités particulièrement importantes pour la sûreté
nucléaire et la radioprotection. Le seul objectif de la tenue desdits registres par l’ONSN est de
donner une vue d’ensemble des entités exerçant les activités ayant un impact potentiel sur la
vie et la santé des personnes (par exemple patients, habitants autour des centrales nucléaires,
constructeurs de maisons individuelles, etc.) et sur l’environnement, ainsi que d’effectuer un
contrôle et une gestion efficaces de leurs activités. Les données collectées et gérées
permettront à l’ONSN d’acquérir un aperçu du nombre de personnes actives dans ce domaine,
de l’application des principes de base dans le domaine (par exemple le principe de
justification reflète aussi les aspects économiques des activités exercées) et de cibler
efficacement ses propres inspections. Les données statistiques obtenues à partir de ces
registres sont d’une importance fondamentale pour les activités administratives de l’ONSN.
L’étendue des données traitées visant les personnes physiques et morales est similaire à celle
indiquée plus haut pour les listes des objets.
La loi nucléaire améliore de façon significative la législation antérieure, car la loi en vigueur
nº 18/1997 du JO est devenue à cet égard obsolète, réglementant ces questions par le biais de
textes d’application à délégation législative limitée (et ce, de surcroît, très modestement). La
- 185 -
grande majorité des données à caractère personnel est traitée uniquement sur la base de la
législation générale, c’est-à-dire, sans les spécificités requises par le domaine de l’utilisation
pacifique de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants. Ainsi, non seulement les
questions relatives à l’objectif de la tenue de registres et aux informations contenues dans
ceux-ci ont été complètement négligées, mais aussi les aspects concernant la durée et le mode
de cessation du traitement des informations, etc.
Lors de la détermination de l’étendue des données à caractère personnel traitées, l’aspect de la
finalité a toujours été suivi et seules les informations strictement indispensables sont requises
et traitées en vue de procurer aux pouvoirs publics les renseignements suffisants sur les
activités dans l’utilisation de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants, et sur les
personnes qui les effectuent. Sont également traitées les données à caractère personnel
permettant à l’ONSN d’évaluer si toutes les conditions sont remplies en vue de l’octroi de
l’autorisation, de l’enregistrement ou de la réception de notification, ou l’approbation de type
ou l’autorisation d’effectuer les activités particulièrement importantes pour la sûreté nucléaire
et la radioprotection. Sont pris en compte aussi les modalités de réglementer les activités de
l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants qui ne nécessitent
pas d’acte administratif individuel, mais qui sont prises en vertu d’une loi. Dans l’intérêt
d’une administration publique efficace et d’une protection pertinente contre les effets négatifs
de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants, il est indispensable de traiter de manière
appropriée les données à caractère personnel même dans le cadre de ces modalités de
régulation (telles que la détermination directe des obligations des titulaires de permis
radiologiques ou des entités impliquées dans la surveillance des rayonnements).
Le traitement de toutes les données à caractère personnel conformément à la loi nucléaire au
sens large a pour objet, comme déjà mentionné plus haut, la mise en œuvre effective de
l’administration publique et le contrôle de la sûreté nucléaire, de la radioprotection, de la
sécurité technique, de la gestion des situations d’urgence radiologique, de la surveillance des
rayonnements et de la sécurité dans l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et des
rayonnements ionisants. Plus précisément, il convient d'indiquer que l'ONSN, l'administration
et autres organes des pouvoirs publics (soit les autorités visées à l'article 183 et suivants de la
loi nucléaire) utiliseront les données à caractère personnel principalement aux fins suivantes:
1. procédures administratives (données personnelles des demandeurs et des autres parties
à l'instance, renseignements personnels sur certains travailleurs de ces entités, données
personnelles des organes statutaires de ces entités),
2. contrôles (données personnelles des personnes contrôlées et obligées, données
personnelles de leurs représentants),
3. régulation de l'exposition au rayonnement lors des activités radiologiques (données
personnelles des employés effectuant ces activités, des patients et d'autres personnes
visées par l'exposition à des fins médicales, personnes appartenant à des groupes
spécifiques de population exposés au rayonnement intentionnel),
4. gestion des activités liées à l'utilisation de l'énergie nucléaire (données à caractère
personnel des concepteurs des installations nucléaires, assurant la sécurité technique et
la qualité des installations classées, certains travailleurs impliqués dans la mise en
œuvre des activités liées à l'utilisation de l'énergie nucléaire),
5. mise en œuvre de la surveillance de la situation radiologique et surveillance sur le lieu
de travail (données personnelles des personnels dont l'exposition est surveillée),
- 186 -
6. préparation aux situations d'urgence et interventions d'urgence (données personnelles
des intervenants à la préparation ou à l'urgence elle-même, données personnelles de
certains travailleurs ou intervenants, en raison de la surveillance des doses reçues),
7. remise en état après accident radiologique (données personnelles des intervenants à la
remise en état, données personnelles de certains de leurs travailleurs),
8. surveillance du transport des matières radioactives et fissiles, et la coopération
internationale dans ce domaine (données personnelles des transporteurs),
9. gestion sûre des sources orphelines et des matériels nucléaires trouvés (données
personnelles des découvreurs, propriétaires ou détenteurs d'une source orpheline ou
des matériels nucléaires),
10. octroi de subventions pour la liquidation des charges dites anciennes et solutions
d'autres problèmes existants dans les situations d'exposition (données personnelles des
demandeurs de subventions),
11. gestion de l'exposition concernant l'eau potable distribuée sur le marché et les produits
de construction (données personnelles des fournisseurs),
12. gestion de l'exposition à partir de sources naturelles de rayonnement sur le lieu de
travail (données personnelles des opérateurs de ces sites).
La nouvelle réglementation s’appuie entièrement sur l’informatisation de l’administration
publique et le partage d’informations à travers un système de registres de base. La principale
source de données à caractère personnel proviendra donc des systèmes d’information de
l’administration traditionnellement accessibles à l’ONSN. En cas d’impossibilité d’obtenir
certaines informations à partir de cette source, des sources initiales seront sollicitées,
notamment les personnes concernées par les données personnelles (demandeur d’autorisation
notifiant, demandeur d’autorisation aux fins d’effectuer des activités particulièrement
importantes pour la sûreté nucléaire et la radioprotection, demandeur d’approbation de type,
les parties à la procédure visant la prise de décisions spécifiques dévolues à l’ONSN en vertu
de la loi nucléaire, etc.), ou les personnes qui sont en relation directe avec lesdites personnes
(par exemple, l’employeur, la société mère en cas de données personnelles des organes
statutaires, le titulaire d’autorisation gérant la zone contrôlée dans laquelle les intervenants
externes effectuent leurs activités, etc.).
Les données à caractère personnel sont enregistrées au format numérique et leur protection est
assurée en vertu d’autres lois régissant la gestion des systèmes d’information électroniques
(de l’administration publique). L’accès du public aux données à caractère personnel est limité
au maximum, de manière à éviter leur détournement, ou il est associé à la condition de
l’existence de l’intérêt légal ou il est totalement exclu (listes des objets et registres des
personnes contenant des informations de sécurité importantes). La prévention de l’utilisation
abusive de l’information est en outre renforcée par l’obligation de non-divulgation du
personnel de l’administrateur du système d’informations, voire d’autres personnes. Nous
pouvons constater l’absence actuelle et future de risque fondé d’un accès non autorisé ou d’un
détournement des données à caractère personnel, car les systèmes contenant lesdites données
et la gestion de ceux-ci satisfont aux exigences d’autres lois (notamment, la loi nº 365/2000
du JO sur les systèmes d’information de l’administration publique et portant modification de
certaines autres lois) visant à assurer la prévention de ces effets indésirables.
La durée de conservation des données à caractère personnel est fixée de manière à refléter les
impacts possibles à long terme des activités d’utilisation de l’énergie nucléaire et des
- 187 -
rayonnements ionisants. L’expérience acquise de l’ONSN avec l’application de la
réglementation existante montre que dans de nombreux cas, les effets de ces activités peuvent
se produire même après plusieurs décennies, très souvent, avec des implications pour les
personnes physiques concernées (typiquement, anciens mineurs et autres travailleurs de
l’industrie de l’uranium). En vue de protéger la vie et la santé de ces personnes, il est donc
nécessaire de garder leurs données personnelles pendant une durée relativement longue, afin
de pouvoir déterminer la date et le mode de leur exposition aux effets de l’énergie nucléaire
ou des rayonnements ionisants. En conséquence, la durée de conservation générale des
données à caractère personnel de la liste des objets et des registres est fixée à 25 ans. Il
convient de déterminer la durée de conservation spécifique en cas d’activités exposant les
personnes physiques aux rayonnements ionisants (à savoir, jusqu’à ce que la personne physique à
laquelle les données se rapportent atteigne l’âge de 75, mais au moins une durée de 30 ans après la
cessation du travail durant lequel la personne a été exposée aux rayonnements ionisants), car une
telle durée de conservation obligatoire des données personnelles satisfait à la directive BSS.
Évaluation des risques de corruption
Proportionnalité
En substance, le projet de loi intègre les règlements pertinents de l’UE et fait également suite
à la législation européenne directement applicable. Le projet comprend la régulation des droits
et obligations au sein des systèmes de sûreté, notamment concernant les modalités
d’utilisation de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants, le système de protection des
personnes et de l’environnement contre les effets nocifs des rayonnements ionisants, la
surveillance radiologique, la gestion des urgences radiologiques, les conditions de
manipulation sûre des matières nucléaires et des déchets radioactifs, du combustible usé et
l’exercice de l’administration publique et du contrôle dans ce domaine.
La loi est fondée sur les engagements internationaux de la République tchèque, notamment la
surveillance de la sûreté par Euratom, le régime international de contrôle du groupe des
fournisseurs nucléaires (ci-après dénommés «GFN»), l’AIEA, etc.
Toute réglementation doit être mesurée par la façon dont elle est intégrée dans la législation.
Les efforts de l’auteur visant une formulation incontestable et claire des dispositions
conduisent à réduire leur prédisposition au détournement et à la corruption, car leur
interprétation n’admet guère de doute.
En ce qui concerne la compétence de l’autorité administrative, les attributions législatives sont
décisives. Le projet de loi modifie les compétences de l’autorité administrative, notamment
d’une manière qui clarifie les compétences existantes et est donc plus efficace. Lorsque la loi
instaure une nouvelle compétence, celle-ci n’est introduite que dans la mesure indispensable
pour la gestion des relations qui doivent être nouvellement réglementées, tout en maintenant
le degré le plus élevé possible de transparence dans sa mise en œuvre.
Efficacité
Concernant l’efficacité du projet de loi, il convient de noter que la compétence pour l’exercice
de l’administration publique et de la surveillance de l’utilisation de l’énergie nucléaire et des
rayonnements ionisants, du stockage et de l’exécution éventuelle des obligations dans ce
domaine est confiée à l’ONSN. Ce dernier dispose des dossiers en vue de la prise de décision
ou peut en disposer dans l’exercice de l’administration publique et de la surveillance, mais
surtout il est doté de haute expertise et de potentiel spécifique, assurant ainsi la mise en œuvre
et le contrôle effectifs de la réglementation. Les méthodes et outils de l’administration
- 188 -
publique et du contrôle de l’utilisation de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants
sont régis par les dispositions de la loi nº 500/2004 du JO, code administratif.
L’efficacité de la mise en œuvre de la présente réglementation est également donnée par une
palette assez large, bien que spécifique, d’organismes concernés visés par la réglementation et
dont les droits et obligations sont déterminés sur le principe de l’égalité.
Responsabilité
En matière de responsabilité visée par la réglementation proposée, il convient de noter que
l’organisme compétent pour l’exercice de l’administration publique et du contrôle de
l’utilisation de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants est toujours évidemment
l’ONSN. Le présent projet de réglementation reflète toujours l’exigence visée à l’article 79,
paragraphe 1, de la Constitution, en vertu duquel la compétence de l’organe administratif doit
toujours être définie par une loi.
Dans les procédures administratives, la personne responsable de l’autorité administrative
(l’ONSN) est toujours la personne habilitée. La désignation de ladite personne est fondée sur
le règlement interne. L’identité de la personne responsable est communiquée selon la
procédure légale prévue (article 15, paragraphe 4, du Code administratif). En outre, chaque
décision rendue contient la signature de la personne compétente et habilitée avec nom,
prénom, titre du poste, cachet officiel ou signature électronique reconnue officiellement. Il est
toujours possible d’identifier clairement et personnellement l’auteur de la décision.
Moyens de recours
Le présent projet de loi ne réglemente aucune procédure spéciale de l’administration publique,
car en cas de mauvaise décision ou de vice de procédure ou d’action ou procédure
administrative incorrecte, il convient d’appliquer la règle de procédure existante régissant les
moyens de recours ordinaires et extraordinaires visée à loi nº 500/2004 du JO, code
administratif. Le projet tire pleinement parti des formes collectives émergentes de la gestion
de l’office, de façon à assurer le degré le plus élevé possible de transparence et la meilleure
qualité de décision. En outre, les règles générales de procédure sont applicables, il n’y a donc
pas de perturbation de la sécurité juridique et de limitation de l’efficacité des institutions
juridiques couramment utilisées. La présente réglementation peut donc être considérée comme
une contribution importante à la lutte contre la corruption.
Mécanismes de contrôle
En matière de mécanismes de contrôle, il convient de noter que le domaine du «droit
nucléaire» est visé à la loi nº 500/2004 du JO, code administratif, mais aussi à la loi
nº 255/2012 du JO sur le contrôle (règles de contrôle)). Les deux lois réglementent la gestion
et les activités de contrôle et d’examen des décisions prises, principalement sous la forme de
moyens de recours. Il est possible de formuler les oppositions contre les protocoles de
contrôle et les décisions sont susceptibles de recours, voire de recours administratif. Un
contrôle a posteriori de la régularité et de la légalité est appuyé également par le biais des
moyens de recours extraordinaires prévus par la loi nº 500/2004 du JO, code administratif.
Il est également nécessaire de mentionner le système de contrôle interne hiérarchique, y
compris le système de responsabilité personnelle connexe au sein de l’ONSN même.
- 189 -
Partie spécifique
Concernant l’article premier:
La disposition définit l’objet de la réglementation. Le champ d’application de la
réglementation est principalement basé sur les dispositions existantes (et substituées) de la loi
nº 18/1997 du JO, tout en optant pour une formulation plus moderne. Le libellé et la portée
correspondent aux exigences des sources internationales du droit (AIEA - accords
internationaux, Codes of Conduct, Safety Requirements, etc.; Euratom - droit primaire,
législation secondaire, recommandations de la CIPR, etc.) La loi devrait couvrir le domaine
réglementé dans toute sa complexité afin de maintenir le niveau actuel de l’intégration de tous
les sous-domaines concernés et étroitement liés (sûreté nucléaire, radioprotection, surveillance
radiologique, gestion des situations d’urgence radiologique, gestion des déchets radioactifs,
etc.), tout en respectant le principe «de bout en bout» (c’est-à-dire, que la réglementation
devrait englober le cycle de vie complet des sources de rayonnements ionisants au sens
général, comme une entité indivisible) que le forum scientifique international considère
comme étant caractéristique et qui est appliqué lors des modifications des règlements
juridiques étrangers et internationaux. L’expérience locale et étrangère suggère que
l’intégration de tous les objets de modification cités en un seul instrument juridique, compte
tenu des normes de sa mise en œuvre, semble la plus efficace pour les destinataires de la
réglementation en matière d’interprétation et de l’application de celle-ci et, par conséquent,
aussi la plus efficace en matière d’intérêt public et de sa protection. Historiquement, il s’agit
également d’un système déjà établi, connu de toutes les parties prenantes. Le champ
d’application de la loi ainsi défini coïncide également avec la compétence de l’ONSN, en tant
qu’exécutant de l’administration publique dans le domaine, ce qui contribue également à
l’efficacité de l’application de la législation.
La réglementation de la gestion des déchets radioactifs et la responsabilité en matière de
dommages nucléaires forment certaines exceptions à l’approche générale décrite ci-dessus. La
réglementation de la gestion des déchets radioactifs fait sans aucun doute partie de la
réglementation dans le domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et des
rayonnements ionisants et constitue l’une des pierres angulaires de l’approche «de bout en
bout». Les différents aspects de cette activité et de sa réglementation sont associés à l’intérêt
de la protection de la santé humaine et de l’environnement contre les effets néfastes des
rayonnements ionisants, dont la source est en revanche utilisée pour ses effets positifs pendant
les premiers stades du cycle de vie. De fait, la gestion des déchets radioactifs est donc
inextricablement liée à la garantie de la radioprotection et est considérée comme une situation
d’exposition planifiée au sens de la nouvelle classification de la CIPR et de la directive BSS.
Une partie considérable du projet de loi est accordée aux aspects organisationnels et financiers
de la gestion des déchets radioactifs qui ne relèvent pas de la compétence de l’ONSN.
Cependant, il est plus efficient de garder ces questions dans une réglementation commune
avec d’autres aspects de la gestion des déchets radioactifs.
La réglementation de la responsabilité en matière de dommages nucléaires a été incluse dans
la loi nº 18/1997 du JO même si elle va évidemment au-delà du caractère public de la présente
norme. La notion fait partie des cas spécifiques de responsabilité en matière de dommages et,
de par sa nature, elle relève du droit civil, même si elle est appliquée en conséquence de
l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire, ou des événements nucléaires. Mélanger le droit
public (administratif) et le droit privé (civil) en une seule réglementation ne peut pas être
considéré comme idéal, même si le lien entre les deux domaines est évident. En fait, il existe
- 190 -
des différences fondamentales entre les principes juridiques sur lesquels les réglementations
sont bâties, entre les notions utilisées par les deux réglementations, et enfin, pour des raisons
évidentes, la compétence des organismes des pouvoirs publics n’est pas identique, dans le cas
présent, l’ONSN. Les questions de responsabilité en matière de dommages nucléaires, par
conséquent, ne sont pas incluses dans le champ d’application de la loi nucléaire et restent dans
le cadre de la loi «résiduelle» nº 18/1997 du JO, même s’il possible d’argumenter leur
éventuelle intégration dans la loi nº 89/2012 du JO, code civil).
Le paragraphe 2 du présent paragraphe exclut expressément du champ d’application de la
réglementation, certaines notions qui, de par leur nature, ne peuvent pas être gérées ou ne
nécessitent pas d’être gérées de manière normative. Il s’agit notamment de:
 l’exposition à un niveau naturel de rayonnement, tels des radionucléides contenus dans
l’organisme humain et le rayonnement cosmique régnant au niveau du sol, de
l’exposition en surface aux radionucléides présents dans la croûte terrestre non
perturbée, ou d’autres rayonnements provenant de sources naturelles de rayonnement
non modifié par l’activité humaine,
 l’eau minérale provenant des sources médicinales naturelles ou des sources d’eau
minérale naturelle faisant l’objet d’un certificat en vertu d’une autre loi, et
 les eaux destinées à la consommation humaine provenant d’une source individuelle
fournissant moins de 10 m3 par jour en moyenne ou approvisionnant moins de
cinquante personnes, sauf si elles sont fournies dans le cadre d’une activité
commerciale ou publique.
Les eaux minérales naturelles, généralement présentes dans la nature, ne constituent pas
fondamentalement une menace pour la santé humaine, mais au contraire, pouvant lui être
bénéfiques. Les risques d’utilisation de ces eaux eu égard aux rayonnements ionisants ne
peuvent pas être déterminés et la régulation serait également manifestement infondée. Le
domaine est donc exclu du champ d’application de la loi relative aux eaux destinées à la
consommation humaine.
Outre les eaux minérales naturelles, il serait difficile de mettre en pratique et inefficace de
réglementer la gestion des eaux provenant de puits et d’autres sources, destinées à la
consommation individuelle. Pour des raisons similaires, l’eau pour l’alimentation individuelle
est exclue par la disposition de l’article 3 du champ d’application de la loi nº 258/2000 du JO
sur la protection de la santé publique et portant modification de certaines lois connexes, telle
que modifiée, et ce, en cas d’indicateurs des paramètres autres que des substances
radioactives. Aux fins de maintenir la même approche de la réglementation des indicateurs de
paramètres de l’eau potable, celle-ci est exclue du champ d’application de la loi nucléaire,
comme la directive 2013/51/Euratom le permet. La loi nucléaire ne s’applique que dans les
cas où l’eau est fournie pour l’approvisionnement public de la population dans le cadre d’une
activité commerciale ou publique.
L’exposition à un niveau naturel de rayonnement est traditionnellement considérée comme un
fait de la vie normale et sans danger, donc sa régulation n’est pas jugée nécessaire. Il peut être
également considéré que cette exposition, en raison de son omniprésence et de sa faible
nocivité générale (et des menaces qui en découlent), est impossible à réglementer
efficacement, ou que le coût de sa régulation ne serait jamais compensé par les résultats (sur
la santé ou l’environnement), d’une telle réglementation. Par conséquent, la loi ne
s’appliquera pas à ce type d’exposition.
- 191 -
Cette approche est conforme aux recommandations internationales de la CIPR, ainsi qu’à la
législation Euratom (directive BSS et article 3, paragraphe 3, point a), de la
directive 2013/51/Euratom).
La référence à la législation d’Euratom que la loi transpose ou adapte fait partie des
dispositions du paragraphe 1, conformément aux règles législatives du gouvernement.
Concernant les articles 2 à 4
Ces dispositions régissent les termes juridiques utilisés dans la présente loi. La loi nucléaire
définit les concepts juridiques essentiels nécessaires à l’interprétation et à l’application
correcte et effective de la réglementation. Compte tenu de la vaste portée de la loi et de son
champ d’application, il semblait judicieux aux auteurs du projet de limiter le nombre de
définitions uniquement aux termes dont la signification n’est pas généralement connue,
ensuite aux concepts dont la définition est nécessaire en vue des intérêts législatifs spécifiques
(par exemple, pour réduire le champ d’application de certaines normes), ou des concepts qu’il
faut définir par rapport aux concepts similaires, mais utilisés dans d’autres domaines et dans
un autre sens. L’effort visant une transposition correcte de la réglementation d’Euratom a joué
un rôle important dans la sélection des notions à définir, car le législateur transposant est très
souvent contraint de reprendre les définitions européennes, non seulement en esprit, mais
littéralement. Compte tenu de ce fait, le nombre de définitions a considérablement augmenté
et la législation européenne détermine de façon fondamentale également leur contenu.
En matière d’économie, les auteurs ont divisé les définitions en plusieurs dispositions
distinctes se trouvant dans diverses parties de la loi. Les termes génériques, communs aux
différents domaines de la réglementation ou présents dans tout le périmètre du projet sont
définis dans la partie introductive de la loi, aux articles 2 à 4, tandis que les concepts
spécifiques sont placés dans l’introduction des différents titres ou sections, afin de faciliter la
compréhension du texte et le repérage.
Concernant l’article 2:
Les définitions des termes de «matériel nucléaire», «matière nucléaire», «matière brute»,
«produits fissiles spéciaux», «matériel sélectionné» et «bien à double usage dans le domaine
nucléaire» appartiennent à la sphère de la non-prolifération des armes nucléaires et au régime
dit de garantie, fondé sur les recommandations de l’AIEA et sur le Traité sur la nonprolifération des armes nucléaires. Ainsi, ils sont basés en grande partie sur le cadre juridique
international transposé en droit tchèque. L’aspect légal de cette question est réglementé entre
autres par l’accord tripartite entre la République tchèque, l’Euratom et l’AIEA (Convention
entre le Royaume de Belgique, le Royaume de Danemark, la République fédérale
d’Allemagne, l’Irlande, la République italienne, le Grand-Duché de Luxembourg, le Royaume
des Pays-Bas, la Communauté européenne de l’énergie atomique et l’Agence internationale de
l’énergie atomique en application de l’article 3, paragraphes 1 à 4 du Traité sur la nonprolifération des armes nucléaires (promulgué sous le nº 35/2010 du recueil des traités
internationaux), et d’autres sources du droit primaire et secondaire d’Euratom (ainsi que le Traité
instituant la Communauté européenne de l’énergie atomique). Le présent projet de loi contient
également les termes définis par la loi nucléaire, qui relève donc à cet égard d’une transposition.
Les définitions des différents matériels créent en substance une catégorisation servant de base
pour la distinction des modes de gestion et de contrôle distincts, réglementés ensuite dans le
texte de la loi et transposant des traités et des recommandations internationales pertinentes. La
catégorisation des matériels reflète le niveau de risque découlant de leur manipulation et de
- 192 -
leur détournement potentiel en vue du développement ou de la production d’armes nucléaires.
Le régime le plus restrictif est ainsi lié à la notion ou la catégorie de «matière nucléaire». La
définition de la matière nucléaire est fondée sur le Statut de l’AIEA spécifiant la matière
nucléaire en détail à l’article 20, cette terminologie étant utilisée systématiquement dans les
traités internationaux sur la non-prolifération des armes nucléaires. L’article 20 du Statut de
l’AIEA divise la matière nucléaire en matière brute, et produits fissiles spéciaux et contient
leur liste complète. La matière brute et les produits fissiles spéciaux peuvent être complétés
par d’autres matériels en fonction des décisions du Conseil des gouverneurs de l’AIEA. La
catégorie de la matière nucléaire contient des sous-catégories définies individuellement, telle
que la «matière brute» contenant des substances directement exploitables dans la production
d’armes (uranium, thorium, etc.). La manipulation de ces substances est soumise à
l’autorisation de l’État. Comme il n’est pas possible de prévoir le développement futur de la
science et de la technologie, la communauté internationale délimite les régimes de contrôle et
de procédures administratives avec le principe de précaution et ne délimite pas délibérément
certaines catégories de substances potentiellement dangereuses. Au cas où à l’avenir, une
nouvelle possibilité de détournement d’une matière spécifique pour les armes nucléaires
survient, le Conseil des gouverneurs de l’AIEA, se fondant sur le Traité de non-prolifération,
est habilité à décider d’étendre le régime de contrôle sur ladite matière. Il s’agit d’un «autre
produit fissile», qui devient une «matière nucléaire» au sens de la loi nucléaire, avec toutes les
conséquences qui en résultent. Étant donné qu’il n’est pas possible de prévoir à l’avance quel
type de matière sera impliqué, la précision spécifique sera faite par voie de décret qui permet de
manière efficace et dans un délai relativement court de faire passer la décision du Conseil des
gouverneurs en droit tchèque. Une approche contraire (au sens de définition directe de la matière
par la loi) conduirait nécessairement à un manque de flexibilité de la réponse à la situation de la
sûreté globale, compromettant ainsi les intérêts de la République tchèque.
La catégorie des «matériels sélectionnés» inclut des choses (au sens juridique) pouvant
également être détournées pour le développement et la production des armes nucléaires, mais
pas directement ou pas comme une source de réaction de fission. Aussi, dans leur cas, il est
nécessaire pour des raisons de sûreté (et pas seulement à l’égard de l’activité criminelle sous
la forme du terrorisme, mais aussi des politiques étrangères de certains pays qui ne sont pas
parties au TNP) d’assurer le contrôle de l’État sur leur manipulation. La loi réglemente
également les détails de ladite manipulation, mais la définition même de ces matériels, en
raison de leur grand nombre, est faite par le biais du règlement d’application. En outre, le
format d’arrêté semble convenir aussi en raison de possibles changements fréquents dans la
liste de ces matériels par l’AIEA que la République tchèque doit prendre en compte.
Sous le terme «biens à double usage», la loi comprend les choses non mentionnées ci-dessus
qui ne sont pas destinées a priori à une utilisation directe dans le domaine nucléaire, mais
peuvent y être utilisées. Il existe un nombre considérable d’objets créés par les activités
humaines qui peuvent, malgré leur destination initiale, être détournés comme les catégories
définies ci-dessus. En vue d’éviter leur détournement, ces objets relèvent également de
certains régimes internationaux de contrôle qui engagent la République tchèque. En outre, en
raison du nombre et de la possibilité d’une diffusion fréquente des listes et des obligations
réglementaires imposées aux personnes les manipulant, la définition et sa délimitation
subséquente dans un arrêté, fixe un moyen requis de l’exercice de l’administration publique
afin d’éviter tout détournement.
Les termes du matériel sélectionné dans le domaine nucléaire et le bien à double usage dans le
domaine nucléaire sont également basés sur terminologie internationale utilisée par les
- 193 -
régimes internationaux de contrôle régissant le commerce desdits matériels et le contrôle
international en cas d’exportations. Par lesdits régimes on entend: le Comité Zangger et le
Groupe des fournisseurs nucléaires (GFN) dont s’est détaché dans les années quatre-vingt-dix
le régime autonome DUR (biens, équipements, matières et technologies à double usage liés à
l’énergie nucléaire) portant sur le contrôle des exportations de biens à double usage dans le
domaine nucléaire. La République tchèque compte parmi les participants actifs des deux
régimes. Dans le domaine nucléaire, le régime GFN a établi des listes des matériels
sélectionnés et des biens à double usage qu’il met à jour régulièrement. Les listes ont
également fait l’objet d’une publication de l’AIEA sous la réf. MAAE INFCIRC/254/Part1 et
INFCIRC/254/Part2. Les règlements de mise en œuvre de la législation établissent la liste des
matériels sélectionnés dans le domaine nucléaire et des biens à double usage dans le domaine
nucléaire, à partir de listes du GFN.
Le terme «rétroaction» est généralement connu, cependant, en raison de l’absence d’autre
définition juridique, il nécessite une détermination précise afin d’éviter des difficultés
d’interprétation et d’application. La définition contient les caractéristiques tirées de
l’expérience, y compris des expériences étrangères dans le cas présent, en vue d’améliorer la mise
en œuvre de ses activités propres. Dans la loi nucléaire, la notion est appliquée à la fois au niveau
du principe général à l’article 5 et par la suite dans le cadre des obligations de certains titulaires
d’autorisation (notamment, par exemple dans l’exploitation des installations nucléaires).
Les paragraphes 2 et 3 définissent les termes dans le domaine de l’utilisation des
rayonnements ionisants. Lesdits termes forment le cadre conceptuel pour toute la
réglementation des activités dans des situations d’exposition. Le concept même de «situations
d’exposition» est fondé sur la nouvelle acception de la protection contre les rayonnements
ionisants, qui découle des recommandations de la CIPR nº 103. Cette nouvelle approche
théorique déplace l’accent des activités exercées et des types de rayonnement et divise la
régulation en fonction des situations où l’exposition se produit. Les conditions pour l’exercice
des activités avec les sources de rayonnement ionisant varient en fonction de la situation
donnée. Alors que dans les situations d’exposition planifiée, le rayonnement ionisant est
utilisé intentionnellement, lors d’une activité, par exemple, en utilisant une source de
rayonnement ionisant, mais aussi au cours de l’exploitation de l’installation nucléaire, du
démantèlement de celle-ci ou sur les lieux de travail avec une source de rayonnement ou lors
de la gestion des déchets radioactifs, l’État adopte alors les instruments classiques
d’administration souveraine (autorisation, fixation des conditions ad hoc, détermination des
limites, etc.) ayant en grande partie un caractère préventif, dans des situations d’exposition
d’urgence, il s’efforce de faire face aux effets néfastes imprévus des rayonnements ionisants et se
limite à assurer la protection de l’intérêt public, notamment par le biais des instruments sous
forme d’actes factuels et de conditions réglementaires pour leur mise en œuvre. La troisième
catégorie, les situations d’exposition existante, comprend des cas où le rayonnement ionisant est
présent de façon négligeable nécessitant la régulation, mais pas du tout en tant qu’élément d’une
situation planifiée ou d’urgence, mais en tant que leur conséquence ou comme une manifestation
de l’état naturel des choses. Ce type de situation exige à nouveau une approche réglementaire
différente, plutôt comme une mesure a posteriori, parce que les entités se trouvant dans cette
situation ne peuvent généralement pas affecter directement l’intensité des rayonnements ionisants.
En règle générale cependant, ces mesures a posteriori de la nature des choses ne peuvent pas être
dirigées vers un destinataire unique, mais, étant donné la grande occurrence de la situation et du
risque d’exposition, à un groupe de personnes préalablement indéterminé. Typiquement, il peut
s’agir, par exemple de la contamination d’une zone due à un accident radiologique qui nécessite
- 194 -
des mesures pour éliminer la contamination et des restrictions temporaires de l’entrée dans la
zone. Une mesure à caractère général sera donc l’outil administratif approprié pour les situations
d’exposition existante, puisque les parties prenantes concernées ne peuvent pas être déterminées à
l’avance. La division des situations d’exposition se reflète également dans l’économie de la loi
nucléaire (ou du Titre V).
Un concept fondamental dans le domaine de l’utilisation des rayonnements ionisants est la
«radioprotection» comme un outil de défense contre les effets des rayonnements ionisants. Il
s’agit d’une notion traditionnelle très connue de la communauté professionnelle et contenue
aussi dans les diverses recommandations des organisations internationales d’experts (CIPR).
Bien qu’il eût été possible de ne pas définir explicitement ce concept en droit tchèque (en
raison de sa notoriété), aux fins de sauvegarder une certaine continuité dans la législation et
de la sécurité juridique, il est proposé de maintenir sa définition. La définition même
comprend des éléments communs «techniques» et les mesures «d’organisation», telle que
l’énumération démonstrative, qui pourrait être complétée également par des éléments
«personnels», «financiers», «administratifs», etc. La clé est de déterminer les objectifs de la
radioprotection qui sont la limitation de l’exposition des personnes et la protection de
l’environnement. Le libellé «empêcher l’exposition au rayonnement d’une personne
physique» a été délibérément omis, en raison de la nature des rayonnements ionisants qui
implique en fait l’impossibilité d’une protection absolue contre ses effets et serait aussi
inefficace. Ce qui constitue finalement la substance des principes fondamentaux des
utilisations pacifiques de rayonnements ionisants, qui sont développés ci-dessous.
Autres notions de base du domaine «rayonnements ionisants», «activité radiologique»,
«substance radioactive», «source de rayonnement ionisant» et «exposition au rayonnement»
sont également traditionnelles, bien connues et également contenues dans la directive BSS. En
vue d’une transposition correcte, les concepts de la directive sont repris de la manière la plus
proche possible, tout en maintenant les exigences sur le fond et la forme de la législation
tchèque. En matière de justification, la notion «activité radiologique» mérite une attention
particulière, car elle forme le point de départ de la situation d’exposition planifiée citée ci-dessus.
On entend par «activité radiologique» une catégorie plus restreinte dans le cadre des «activités en
situation d’exposition» générales, également énoncées dans le texte de la loi et qui ne sont
intentionnellement pas définies, car il s’agit d’une catégorie très générale comprenant les activités
menées dans le cadre d’une quelconque situation d’exposition qui peuvent être pertinentes en
matière de rayonnements ionisants, ou d’exposition des personnes et leur protection. Pour
simplifier, les activités radiologiques conduisent à des situations d’exposition planifiée, et doivent
donc être gérées de façon pertinente. Pour la clarté d’interprétation, la première partie de la
définition de «l’activité avec une source artificielle de rayonnement ionisant dans le cadre d’une
situation d’exposition planifiée» a été étendue pour inclure la «prestation de services dans une
zone contrôlée de l’opérateur du lieu de travail de catégorie IV». Ces activités peuvent ne pas
toujours inclure la manipulation d’une source de rayonnement ionisant, mais elles sont effectuées
dans un environnement influencé par la source même de rayonnement (par exemple réacteur
nucléaire) et en matière de risque, elles sont comparables à la manipulation des sources de
rayonnements ionisants.
Le terme «source de radionucléides» est un terme traditionnellement utilisé en radioprotection
pour la désignation d’un grand groupe de sources de rayonnements ionisants - radionucléides.
Le terme «émetteur de radionucléides» utilisé auparavant a été remplacé par le terme «source
de radionucléides», aussi en raison d’une traduction plus précise du texte de la directive BSS
(«radioactive source»). La définition étant liée au seuil d’exemption, elle sert également
- 195 -
comme définition aux fins de la régulation ou de la détermination des limites de celle-ci, par
la réglementation des entités gérées. En théorie, toute substance pourrait être appelée la
source, car elle contient toujours une quantité de radionucléides, ne serait-ce que négligeable.
Cependant, dans la pratique, seulement certaines d’entre elles sont contrôlables (ou leur
régulation est requise en vue de la protection de l’intérêt public) et les seuils d’exemption
servent comme un des critères de régulation.
Le terme «produit de consommation» est utilisé à la fois dans la législation européenne
(directive BSS) et dans les normes de l’AIEA sous la forme de «consumer products»
(SS GSR-Partie 3). Ces produits ne sont pas concernés par l’approche visant la régulation des
sources de rayonnements ionisants en tant que telles, car ils contiennent généralement de très
petites quantités de radionucléides, alors l’utilisation d’un ou plusieurs de ces produits ne
nécessite pas de règles particulières et ils sont souvent disponibles sur le marché (détecteurs
de feu à ionisation, accessoires divers pour l’extérieur, viseurs d’armes, tubes fluorescents,
etc.). Néanmoins, à certains moments, ils peuvent être nombreux regroupés ensemble, ce qui
entraîne un risque accru d’exposition, et ensuite, il est bien sûr nécessaire de préciser certaines
exigences - par exemple, pour la production, le stockage, le transport et l’élimination. La
réglementation de ces produits est donc concentrée sur le début de leur cycle de vie, la
production, et sur la fin, l’élimination, car ces phases sont associées à un degré de risque
relativement élevé (accumulation) et peuvent être soumises à une réglementation de façon
plus appropriée. En raison de la spécificité énoncée, il convient de définir ce groupe.
La définition de «l’exposition» constitue la base pour plusieurs définitions suivantes (une liste
exhaustive de ce que l’on entend par exposition) qui définissent les différents types
d’exposition humaine [article 2, paragraphe 3, points a) à h)]. L’exposition à un niveau naturel
de rayonnement est explicitement retirée de la portée de la notion «exposition», car, comme
mentionné ci-dessus, elle n’est pas de nature à être réglementée et est donc totalement exclue
du champ d’application de la loi. La nécessité de définir les différents types de rayonnements
dont certains permettraient de démontrer leur signification également par l’interprétation découle
à la fois de l’obligation de mettre correctement en œuvre la directive BSS, et du fait que la
définition crée aussi un cadre pour l’utilisation des diverses dispositions de la loi visant des types
spécifiques de rayonnement. Typiquement, l’exposition à des fins médicales est régie par des
instruments complètement différents de l’exposition professionnelle (à savoir, avec les niveaux de
référence diagnostiqués par rapport aux limites exactement définies de l’exposition).
Une notion entièrement nouvelle est «l’exposition à des fins d’imagerie non médicale»,
précédemment considérée sui generis comme l’exposition à des fins médicales. C’est une
exposition délibérée de personnes physiques (qui est par ailleurs exclue) à des fins différentes,
mais toujours sans apport thérapeutique ou diagnostique spécifique (qui sert à définir
«l’exposition à des fins médicales»). Il peut s’agir d’un nombre considérable d’applications,
comme la détection des objets cachés dans le corps humain, la recherche d’informations dans
le cadre des procédures pénales ou de différentes sortes d’examen aux fins de l’assurance ou
des loisirs. Dans le passé, cette exposition était régulée de manière similaire à l’exposition à
des fins médicales, mais son essor au cours des dernières années implique une approche
normative spécifique. Car ce type d’exposition peut être effectué non seulement avec
l’utilisation de sources médicales de rayonnements ionisants, à savoir, les équipements
radiologiques médicaux (par exemple rayons X ou tomographie numérique), mais aussi
d’autres sources de rayonnements ionisants. Les procédures impliquant l’utilisation des
appareils de radiologie médicale requièrent une approche différente de celles qui n’utilisent
pas ledit dispositif. Chacune de ces catégories de sources, cependant, peut avoir des effets
- 196 -
différents, leurs caractéristiques techniques étant complètement distinctes. Il existe donc d’autres
façons de gérer l’exposition. Pour cette raison, deux principaux types d’exposition à des fins
d’imagerie non médicale sont définis et ils doivent satisfaire à des exigences différentes.
Le terme «une personne du public» est utilisé dans le document CIPR 103 («member of the
public»), ainsi que dans la directive BSS pour définir une personne «normale» dont
l’exposition doit être réglementée, mais qui n’est pas exposée à des fins médicales ou dans le
cadre de l’exposition professionnelle. Un autre terme peut être employé, par exemple,
«habitant», mais terme tchèque «une personne du public» reflète plus fidèlement la
terminologie de la CIPR et son utilisation n’est pas en contradiction avec les termes de la
langue courante. La définition de la personne individuelle est nécessaire par rapport à la
limitation de l’exposition de la population pour laquelle les seuils d’exposition sont établis. La
réglementation des actes spécifiques de l’exposition de la population n’est possible que grâce
à l’introduction de cette notion.
Le terme «personne représentative» est utilisé en conformité avec le document 103 de la
CIPR («representative person») et par la directive BSS pour une définition plus détaillée de la
personne du public dont l’exposition est régulée par rapport à une certaine source de
rayonnement ou par rapport à un ensemble de sources. Lors de l’évaluation de l’intensité de
l’exposition de la population, le scénario d’exposition correspondant est appliqué à cette
personne représentative qui devrait le mieux caractériser le groupe - un individu représentatif
peut être hypothétique. En même temps, il est important que les habitudes individuelles (par
exemple, consommation alimentaire, fréquence respiratoire, emplacement, usage des sources
locales) utilisées pour la caractérisation de la personne représentative soient les habitudes
typiques d’un petit nombre de personnes les plus exposées et non pas les habitudes extrêmes
d’un seul membre de la population. Certaines habitudes extrêmes ou inhabituelles peuvent
être potentiellement prises en compte, mais elles ne devraient pas jouer un rôle dans la
détermination des caractéristiques des individus représentatifs. Le terme «groupe critique»
utilisé auparavant pouvait induire en erreur, car c’est avant tout la dose individuelle qui est
régulée, et non pas la dose collective d’un groupe. En outre, le mot «critique» n’est pas très
approprié, car il ne s’agit d’aucune crise, seulement d’un concept en vue de la réguler
l’exposition courante.
Concernant l’article 3:
Le paragraphe 1 de cette disposition poursuit les définitions des notions dans le domaine de la
radioprotection. Encore une fois, il s’agit en partie d’une disposition de transposition
(«travailleur exposé», selon la directive BSS; «l’optimisation de la radioprotection» - bien que
celle-ci ne soit pas définie par la directive, elle constitue la base de la réglementation qui y
figure). La définition du «travailleur exposé» détermine cette notion par rapport à l’exposition
professionnelle et à la situation d’exposition planifiée. Son usage subséquent dans le texte de
la loi revêt donc une importance décisive pour l’interprétation et l’application des dispositions
pertinentes. La grande majorité des dispositions de la loi nucléaire régissant la protection des
travailleurs contre les rayonnements ionisants est liée spécifiquement au groupe des
«travailleurs exposés» qui est en outre divisé par la loi en deux catégories en fonction du
niveau de l’exposition éventuelle. Dans la pratique, le groupe de «travailleurs exposés» inclut
une grande variété des professions de santé, d’industrie, d’industrie alimentaire, d’énergie,
etc.
Le terme «travailleur intervenant» est une nouvelle définition découlant de la directive BSS. Il
s’agit d’une catégorie particulière de personnes physiques qui travaillent dans une situation
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d’exposition d’urgence en vue de limiter son déroulement et d’atténuer ses effets.
Parallèlement, ces personnes physiques sont généralement exposées à un rayonnement plus
élevé que les travailleurs exposés de manière courante. Ce sont généralement des sapeurspompiers des services d’incendie et de secours ou des membres des équipes de sécurité, mais
il peut s’agir également de non-professionnels, de bénévoles, intervenant à titre volontaire.
Cependant, dans le cadre de la réaction à une situation d’urgence radiologique, le rôle d’un
travailleur intervenant est toujours clairement défini. La définition du rôle incombe à
l’autorité ou l’organisme qui envoie le travailler intervenant en cas de situation d’urgence
radiologique, cependant, il peut également s’agir d’un rôle défini à l’avance dans le cadre
d’un plan à plusieurs niveaux généraux (ou à plusieurs niveaux de compétence). Les
travailleurs intervenants nécessitent une protection particulièrement conséquente, en raison de
l’accroissement significatif du risque dû au niveau plus élevé de rayonnement auquel ils sont
exposés. Par conséquent, la loi nucléaire prévoit pour cette catégorie des conditions
spécifiques concernant par exemple, la formation, l’équipement et les soins de santé.
Le terme «optimisation de la radioprotection» est une notion-clé, car l’optimisation est un des
principes essentiels de la radioprotection. Eu égard à la nature du rayonnement ionisant
(omniprésence, variation d’intensité, problème d’un blindage parfait), la protection ne peut
pas être bâtie uniquement sur des interdictions ou des consignes catégoriques. Ainsi, les
professionnels du domaine et les juristes ont accepté l’utilisation du processus (ou
l’application du principe) de l’optimisation comme le moyen le plus efficace de protection
contre les rayonnements. Généralement, la protection contre les rayonnements ionisants doit
être optimisée, ce qui signifie qu’elle ne peut pas être absolue, cependant, il convient de
prendre en considération tous les risques, les coûts et les moyens de protection pertinents. Les
principes spécifiques appliqués à l’optimisation peuvent différer considérablement selon les
postulats théoriques de départ, en règle générale, toutefois, la protection doit être assurée de
manière adéquate afin de réduire efficacement l’exposition. De par son omniprésence, il est
impossible d’éliminer complètement le rayonnement ionisant.
La définition de «l’optimisation de la radioprotection» dans la loi nucléaire souligne que
l’optimisation est un processus «itératif», c’est-à-dire, un processus sans délimitation
clairement établie, car il devrait se poursuivre même là où le niveau de nocivité des
rayonnements ionisants a été réduit avec succès. En effet, l’atteinte de l’objectif de
l’optimisation de la radioprotection n’est pas un motif de sa suppression. Il est toujours possible
de rendre la radioprotection encore plus effective et de réduire davantage les effets des
rayonnements ionisants ou de chercher les moyens de les diminuer à l’aide des connaissances
scientifiques et techniques récentes. De nos jours et dans l’état actuel des connaissances,
l’approche visant la régulation et la réduction des effets stochastiques du rayonnement ionisant est
basée sur l’absence de la détermination du seuil inférieur et sur l’application de la théorie acceptée
au niveau international, dite la LNT (linéaire, sans seuil). Par conséquent, l’optimisation doit aller
vers un niveau de protection raisonnablement acceptable.
La définition explique également la méthode même de l’optimisation, et ce en appliquant le
principe ALARA («as low as reasonably achievable» - «aussi bas que raisonnablement
possible», dans l’esprit des recommandations de la CIPR et de l’AIEA). Selon ce principe, il
est nécessaire d’assurer la radioprotection en réduisant l’exposition au niveau
raisonnablement possible, en prenant en compte tous les aspects économiques et sociaux. La
définition emploie des concepts juridiques imprécis, cependant, dans la pratique, leur
interprétation ne devrait pas poser de problème. Par ailleurs, c’est un principe traditionnel et
déjà appliqué avec succès dans la pratique en République tchèque au cours des dernières
- 198 -
décennies. Le principe ALARA est fondé sur le «niveau raisonnable», et donc ne vise pas
l’objectif de l’exclusion absolue du rayonnement (ce qui est pratiquement impossible). Les
«facteurs économiques et sociaux» n’ont pas besoin d’être précisés davantage, puisqu’il s’agit
de tous les aspects pertinents. Il convient d’ajouter que ladite pertinence doit être évaluée ad
hoc en tenant compte des circonstances de la situation donnée (type de source de rayonnement
utilisé, nombre et caractéristiques des personnes exposées, méthode d’exposition, état du site
où le rayonnement se produit, etc.), dans le cas contraire, il n’est pas possible d’optimiser la
radioprotection. Outre le principe ALARA, les réglementations étrangères font apparaître le
principe MTD («meilleure technologie disponible» pour «BAT=best available technology»), mais
son utilisation soulève quelques incertitudes en ce qui concerne la détermination de la technologie
appropriée et exige des destinataires des connaissances juridiques plus élevées. Le principe MTD,
en général, entraîne également des coûts plus élevés. En pratique, cependant, il produit des
résultats comparables au principe ALARA.
La disposition définit également le terme «extraction, traitement et transformation des minéraux
radioactifs», important en vue de déterminer l’application de certaines exigences spécifiques de la
loi nucléaire imposées sur ce domaine. Une énumération exhaustive des activités couvertes par ce
concept exclut l’application des dispositions correspondantes à d’autres activités. Il est en effet
nécessaire, seulement pour les activités énoncées ici, d’assurer la radioprotection, car elles seules
représentent un danger pour l’intérêt public. L’énumération et la définition ont également pour but
de mettre la loi nucléaire en conformité avec la loi nº 157/2009 du JO sur la gestion des déchets
miniers et portant modification de certaines lois.
Le paragraphe 2 de la disposition définit les concepts généraux dans le domaine de la gestion
des déchets radioactifs. Comme c’est le cas plus haut, les définitions proviennent en partie de
la transposition, cette fois de la directive 2006/117/Euratom et de la
directive 2011/70/Euratom. Le terme «déchets radioactifs» détermine l’objet principal de la
réglementation. Traditionnellement, un déchet radioactif est une substance contenant un
radionucléide dont l’utilisation ultérieure n’est pas prévue et qui ne peut pas être rejetée du
lieu de travail. Ladite substance doit donc présenter les deux caractéristiques déterminantes,
autrement elle n’est pas considérée comme un déchet radioactif et doit être soumise au régime des
sources de rayonnements ionisants, ou au régime des déchets courants. En vertu de la loi, le rejet
dans l’environnement est alors acceptable uniquement dans les cas où le radionucléide ne
représente pas un danger grave, c’est-à-dire, s’il satisfait aux exigences strictes (par exemple, au
seuil de radioactivité fixé, dits seuils de libération ou à l’autorisation de rejet de l’ONSN). Mais si
la substance présente les deux caractéristiques déterminantes, elle doit être manipulée avec
compétence, notamment, elle doit être éliminée de manière appropriée (par le traitement), ou
stockée pour ne pas mettre en danger la santé humaine et l’environnement, maintenant ou à
l’avenir. L’aspect concernant l’absence d’une utilisation ultérieure de la substance, qui devient
ainsi un déchet, est inévitablement lié à la prise en compte du détenteur ou du producteur des
déchets radioactifs. Ainsi, un élément subjectif entre dans la définition des déchets radioactifs
engendrant le cas où la même substance peut être considérée par une entité comme un déchet,
tandis qu’une autre personne peut continuer à l’utiliser comme une source de rayonnements
ionisants. À cet égard finalement, les déchets radioactifs ne diffèrent pas des déchets courants,
même si à d’autres égards, leur régime juridique est complètement différent et exclusif.
La définition de la notion de «producteur de déchets radioactifs» fournit un complément
essentiel au terme des «déchets radioactifs». Ledit «producteur» est la personne dont l’activité
(généralement avec une source de rayonnement ionisant) produit des déchets, et qui devrait
donc assumer la responsabilité de leur manipulation. Il convient donc de considérer comme
- 199 -
extrêmement juste que celui qui génère des déchets radioactifs comme un produit secondaire
des activités dont il recueille le bénéfice (souvent le profit) ait l’obligation d’éliminer en toute
sécurité lesdits déchets et de protéger la société de leurs futurs effets négatifs. Par conséquent,
la loi nucléaire impose des obligations notamment à ce producteur, et non pas au propriétaire
ou au détenteur actuel des déchets radioactifs. Le «producteur des déchets radioactifs» peut
être différent du propriétaire de la source initiale de rayonnements ionisants, car celle-ci
pourrait être utilisée pour une activité ayant généré les déchets par une personne
complètement différente. Le droit tchèque est basé traditionnellement (et habituellement dans
le contexte des règlements internationaux) sur le principe de la responsabilité personnelle
pour la production des déchets radioactifs. La réglementation certes confie la gestion des
déchets radioactifs à l’administration, mais leur producteur est tenu de supporter les coûts de
leur élimination sûre.
La définition de la «gestion déchets radioactifs» énumère de manière exhaustive les tâches dont
l’exécution est soumise à l’autorisation de l’État en vertu de la loi. Il s’agit d’un ensemble
d’activités dont l’importance en matière de radioprotection ne peut pas être considérée comme
négligeable et nécessite une régulation. En principe, il convient de constater que les activités
énumérées couvrent tout le processus d’élimination des déchets radioactifs, tout son cycle de vie
depuis la déclaration d’une substance comme déchet jusqu’à son élimination.
La définition de «l’installation de stockage des déchets radioactifs» provient de la
transposition de la directive 2011/70/Euratom. Le motif pour définir ce concept est
notamment le besoin d’inclure dans les établissements réglementés également les installations
de surface et souterraines.
Les définitions du «combustible nucléaire usé» et de la «gestion du combustible nucléaire usé»
proviennent également de la transposition de la directive 2011/70/Euratom et s’appuient sur les
principes similaires. Elles ciblent, toutefois, un autre objet, le combustible nucléaire, qui à la
différence des déchets radioactifs, offre une utilisation ultérieure potentiellement exploitable.
La définition suivante dans ce domaine est le terme de «démantèlement» de l’installation
nucléaire ou du lieu de travail de catégorie III ou IV qui n’est pas une installation nucléaire. Il
s’agit d’une relative nouveauté dans cette partie de la loi dont le but est de définir clairement
le calendrier entre la cessation de l’activité sur les lieux concernés (et potentiellement
dangereux) et le début d’un régime libre prévu pour la gestion de leurs reliquats ou de
l’environnement dans lequel elle était précédemment située. Le but de chaque démantèlement
d’un tel lieu de travail est d’obtenir idéalement un site «vert» (Green Field), c’est-à-dire, un
espace sûr et réutilisable, correspondant à l’état d’avant le début de la construction du lieu de
travail. De ce fait, la notion de «démantèlement» nouvellement introduite est liée à une
autorisation de nature déclaratoire faisant autorité, sur la base d’une évaluation technique
pertinente par l’ONSN que l’élimination sûre et complète a été réalisée et qu’un «green field»
a été atteint. Ladite autorisation dégage, de fait et de droit, l’ancien exploitant du lieu de
travail du devoir de diligence de l’ancien lieu de travail.
La définition du «déclassement» détermine législativement le processus de l’achèvement du cycle
de vie qui peut se décliner en une séquence d’étapes successives. Étant donné que ce processus
couvre un large éventail de différents types d’installations non seulement nucléaires, mais aussi de
lieux de travail avec les sources de rayonnements ionisants, le législateur choisit un libellé général
couvrant toutes les activités pertinentes. Le trait caractéristique essentiel dans ce cas est le but du
déclassement qui est le démantèlement mentionné plus haut, soit la remise du terrain en état sûr et
réutilisable correspondant à la situation d’avant la construction du lieu de travail. La définition
- 200 -
précise également les modalités du déclassement. Conformément aux recommandations
internationales et à la pratique, la loi distingue entre un démantèlement immédiat, consistant en
une séquence d’activités connexes, et un démantèlement différé divisant les activités de
déclassement en plusieurs étapes.
Le terme de « l’achèvement du déclassement » désigne la dernière étape dudit processus. La
loi nucléaire fournit à la personne effectuant le démantèlement de son installation nucléaire ou
de son lieu de travail avec les sources de rayonnements ionisants deux façons de mettre fin à
leur cycle de vie, le démantèlement avec la réalisation du «green field» ou le déclassement
partiel avec des possibilités ultérieures d’utilisation du lieu de travail. Dans la pratique, des
cas se produisent souvent où il est possible de continuer à utiliser le lieu de travail ou ses
différents dispositifs, car il ne serait pas rentable, voire pas sûr, d’effectuer un démantèlement.
La définition de cette notion est particulièrement importante eu égard à l’économie de la loi et
à la direction méthodologique et normative des destinataires de la loi indiquant l’orientation
possible de leurs activités. Les différentes modalités d’achèvement du déclassement
impliquent également des exigences variées visées par la loi et les règlements d’application.
Le dernier terme défini ici dans le cadre de la fin du cycle de vie est la «fermeture de
l’installation de stockage des déchets radioactifs». C’est une forme indépendante
d’achèvement complet du cycle de vie de l’installation qui est caractéristique pour
l’installation de stockage des déchets radioactifs. Certaines de ses parties (notamment, les
espaces souterrains où sont stockés les déchets) sont en fait fermées après le remplissage du
site de stockage pour une durée indéterminée (ou pour toujours) d’une manière qui ne met pas
en danger l’homme ou l’environnement avec les déchets radioactifs.
Le présent projet de loi nucléaire est basé sur l’hypothèse que les installations de stockage des
déchets radioactifs sont en même temps des lieux de travail de catégorie IV ou que certaines
de ses parties font l’objet d’un processus de fermeture (c’est-à-dire, les espaces de stockage
des déchets radioactifs), tandis que d’autres parties sont soumises au processus de
déclassement du lieu de travail. Dans la pratique, il est peu probable qu’une situation
survienne où les espaces de stockage d’une installation de stockage des déchets radioactifs
soient soumis en même temps au processus de déclassement.
Les processus de déclassement et de fermeture sont soumis aux régimes d’autorisation
comprenant les 4 autorisations suivantes:
1. autorisation en vue de différentes étapes de déclassement d’une installation nucléaire
[article 9, paragraphe 1, point g)], ou [ces deux autorisations s’appliquent de manière
alternative selon qu’il s’agit d’une installation de stockage des déchets radioactifs
contenant exclusivement des radionucléides naturels - voir la définition de «l’installation
nucléaire» à l’article 4 paragraphe 2, point b)]
2. autorisation en vue de différentes étapes de déclassement d’un lieu de travail de catégorie
III et d’un lieu de travail de la catégorie IV qui n’est pas une installation nucléaire
[article 9, paragraphe 2, point d)], et ensuite
3. autorisation de fermeture de l’installation de stockage des déchets radioactifs [article 9,
paragraphe 3, point b)] et
4. autorisation de démantèlement (article 9, paragraphe 7).
Lesdites autorisations devraient être délivrées en fonction de la situation spécifique,
cependant, l’autorisation visée au point 1 (ou au point 2) devrait précéder les autorisations
visées aux points 3 et 4. L’état effectif peut conduire à la situation où l’autorisation de
- 201 -
fermeture de l’installation de stockage des déchets radioactifs peut perdurer même après
l’autorisation de démantèlement du même établissement - ce qui est dû à la nature complexe
et multiforme d’une installation de stockage des déchets radioactifs.
La transition vers un «état normal» de l’environnement soulève alors la question
particulièrement importante de sa surveillance pendant et après le déclassement. La
surveillance est en fait le seul moyen approprié pour vérifier l’exécution correcte de la mise
en œuvre du déclassement et l’absence du rayonnement persistant, voire la nécessité des
mesures correctives subséquentes. La surveillance doit être faite dans le cadre du contrôle dit
institutionnel de l’installation de stockage des déchets radioactifs qui fait partie du processus
de sa fermeture et qui devrait être exécutée par le titulaire d’autorisation de la fermeture de
l’installation de stockage des déchets radioactifs, conformément aux conditions et à la
documentation de ladite autorisation. Le calendrier de la surveillance devrait être également
déterminé (d’une manière plus générale, le calendrier du contrôle institutionnel complet).
Aucune surveillance n’est prévue pour l’autorisation de démantèlement (il s’agit en fait d’un
acte déclaratif constatant que l’installation est définitivement fermée et qu’aucune autre action
n’est nécessaire).
En fait, il est possible de poursuivre (de continuer) la surveillance en cas de fermeture d’une
installation de stockage des déchets radioactifs dont les différentes parties ont été
«démantelées», car l’installation fera l’objet d’un autre contrôle institutionnel à titre distinct.
Sur le plan formel, (en droit), il est possible de limiter la portée des autorisations dans le
dispositif de la décision visant la fermeture des différentes parties de l’installation de stockage
des déchets radioactifs (différents lieux de travail) de manière à éviter le doublement des
obligations et à ne pas perturber la séquence temporelle des différentes autorisations visant les
différentes phases (il s’agit toujours du même établissement faisant l’objet de la fermeture de
l’installation de stockage des déchets radioactifs, exploité par une seule entité).
Mais si le besoin de surveillance se manifeste également après contrôle institutionnel dans le
cadre de la fermeture de l’installation de stockage des déchets radioactifs, le rôle de
surveillance obligatoire incombe à l’État en vertu de l’article 106 paragraphe 1. L’État serait
susceptible de sous-traiter cette activité au titulaire d’autorisation en vertu de l’article 9,
paragraphe 2, points h), alinéa 2 - l’autorisation permettant la surveillance même après la
«fermeture de l’installation de stockage des déchets radioactifs»; la sous-traitance pourrait
même être confiée à l’Administration. Le libellé actuel de cette disposition, toutefois, n’exclut
pas de faire appel à d’autres entreprises.
Le problème décrit ci-dessus peut être résumé par le schéma suivant:
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uzavírání a institucionální kontrola
pouze úložné prostory ÚRAO
zavezení RAO
uzavírání úložiště
(aktivní) institucionální kontrola
pasivní institucionální kontrola
výstavba JZ
uvádění do provozu JZ
provoz JZ
vyřazování z provozu
úplně vyřazení (green field)/ nebo
provoz JZ
dovezení ČJP do JE
zavezení paliva
vyvezení paliva
úplné vyřazení / nové JZ nebo IV. kat.
dle potřeby monitorování lokality,... (brown field)
pro sklady VJP
provoz pracoviště IV.Kat.
JZ
fermeture et contrôle institutionnel
seulement les espaces de stockage de l’installation de
stockage des déchets radioactifs
chargement des déchets radioactifs
fermeture de l’installation de stockage
contrôle institutionnel (actif)
contrôle institutionnel passif
construction INSTALLATION NUCLEAIRE
mise en service de l’installation nucléaire
exploitation de l’installation nucléaire
déclassement
démantèlement (green field) ou
exploitation de l’installation nucléaire
livraison du combustible nucléaire dans la centrale
nucléaire
chargement du combustible
sortie du combustible
démantèlement/nouvelle installation nucléaire ou de
catégorie IV
surveillance de la localité, selon besoin... (brown field)
pour les dépôts du combustible nucléaire usé
exploitation des lieux de travail de catégorie IV
installation nucléaire
Le schéma montre également l’indépendance relative du cycle de vie d’une installation
nucléaire et du cycle de vie du lieu de travail de catégorie IV. Dans le cadre d’une étape du
cycle de vie du lieu de travail de catégorie IV (son exploitation), plusieurs étapes du cycle de
vie d’une installation nucléaire, voire de plusieurs dispositifs nucléaires, peuvent se dérouler
successivement. Cet état de fait est reflété dans la disposition de l’article 9 de la loi.
Concernant l’article 4:
La disposition de l’article 4, paragraphe 1, définit les concepts du domaine de la gestion des
situations d’urgence radiologique, y compris cette notion de départ, auparavant appelée
«interventions d’urgence». Le terme même de la «gestion de la situation d’urgence
radiologique» est défini par les différentes phases faisant partie de ce processus. Il s’agit d’un
système prévu pour répondre rapidement à ces événements de prendre leur contrôle et de
remédier à leurs conséquences. Le processus complet débute par une analyse de probabilité de
- 203 -
la survenance d’une situation d’urgence radiologique censée agir à titre préventif et fournir les
informations nécessaires pour gérer les futurs événements. Sans analyse, il est impossible
d’effectuer une intervention efficace. Un autre élément de la gestion est la «préparation» par
laquelle on entend la somme des mesures en vue d’une réaction rapide et efficace à
l’événement, donc la préparation pour la mise en œuvre de l’intervention. L’ancienne
réglementation visée à la loi nº 18/1997 du JO ne codifiait que la préparation à l’accident,
mais au cours des 15 dernières années, un changement important s’est opéré dans la
compréhension de l’ensemble du domaine et les organisations internationales (l’AIEA,
l’OCDE, l’UE), ainsi que d’autres pays ont reconnu la pertinence et la nécessité d’une
législation visant un éventail d’activités plus large, dépassant le cadre de la simple
préparation, et ce aux fins d’une gestion efficace desdites situations. La directive BSS procède
de manière similaire. L’élargissement de la portée de la législation initiale constitue
également une réponse à l’accident nucléaire de la centrale Dai Ichi à Fukushima.
«L’intervention» est la propre réaction à l’événement fondée sur les deux étapes précédentes.
Après la fin de l’événement qui est l’accident, la réparation de la situation radiologique
résultant de celui-ci doit suivre. Elle peut prendre différentes formes en fonction de la gravité
et du déroulement de l’accident. La réparation de la situation radiologique à la suite de
l’accident doit être fondée sur le concept de la radioprotection optimisée établie par la
directive BSS, et elle est mise en œuvre sur le terrain à l’extérieur de l’installation nucléaire
dans le cadre de la gestion des zones contaminées, fixé également à nouveau par la directive.
En outre, si un état de danger ou un état d’urgence est déclaré lors de l’accident radiologique
dont la conséquence a perturbé les fonctions fondamentales de l’État, cette réparation de la
situation radiologique fait partie de la reconstruction globale de la zone affectée par l’accident
nucléaire, telle que prévue à la loi nº 12/20002 du JO, telle que modifiée. La réparation de
l’état après l’événement ou après l’accident fait également partie de la responsabilité en
matière des dommages nucléaires de l’exploitant de l’activité ayant causé l’accident. Outre la
définition de la notion générale de la «gestion de situations d’urgence radiologique», son
contenu est défini par la réglementation elle-même dans les sections pertinentes de la loi et le
contenu de la définition se reflète dans l’économie du titre correspondant.
Ensuite, la disposition comprend la définition de la situation d’urgence radiologique et la
classification des différentes situations d’urgence radiologique. Lesdites définitions reflètent
la situation réelle établie par la loi existante nº 18/1997 du JO et par son décret d’application
nº 318/2002 du JO. Les deux textes définissent ces situations exceptionnelles et qui plus est,
d’une manière un peu différente, et tentent d’unifier la situation actuelle. La «situation
d’urgence radiologique» représente le cas le plus général, c’est-à-dire, toute situation qui
entraîne ou risque d’entraîner le dépassement des limites de dose et exige des mesures en vue
de prévenir ces dépassements ou la détérioration de la situation eu égard à la protection
radiologique. La loi prévoit un certain type de comportement attendu pour chacune de ces
situations, visant à minimiser les dommages causés par les rayonnements ionisants. La |
«situation d’urgence radiologique de premier degré» désigne un événement qui nécessite une
intervention concrète. En cas de tel événement, cependant, la situation peut être maîtrisée
efficacement avec les moyens disponibles, soit directement par l’opérateur soit par une équipe
successive alternante de l’exploitant. La «situation d’urgence radiologique de deuxième
degré» est un événement impossible à maîtriser avec les moyens actuellement disponibles et il
est nécessaire d’obtenir une aide du personnel intervenant extérieur, généralement, des
membres du système de secours intégré. Un autre type possible de situation d’urgence
radiologique de second degré est un événement provoqué par la découverte, le détournement
ou la perte de la source de radionucléides, donc un état créé en dehors du cadre de la situation
- 204 -
d’exposition classique planifiée, mais exigeant également une intervention (selon la nature
des choses, jamais une intervention du personnel interne, mais toujours des personnes
extérieures, généralement aussi du système de secours intégré). Les deux types de situations
ont une caractéristique déterminante commune, la faible gravité (risque) qui se manifeste par
l’absence de la nécessité de mettre en place des mesures pour protéger la population.
Traditionnellement, ce type d’événement est dénommé «incident radiologique» et la loi
nucléaire, dans l’intérêt de sécurité juridique des destinataires, établit cette abréviation pour ce
type d’événement. L’événement de type le plus grave est la «situation d’urgence radiologique de
troisième degré». Dans ses caractéristiques essentielles, l’événement coïncide avec la situation
d’urgence radiologique. Leur différence réside dans le degré de risque impliquant la nécessité
d’établir des mesures de protection de la population. En cas de situation d’urgence radiologique
de troisième degré, le terme utilisé depuis longtemps est «accident nucléaire» que la loi établit
comme une abréviation législative. Un accident nucléaire requiert habituellement les interventions
les plus percutantes pour protéger la vie et la santé. Ainsi, aux fins de la prévention des accidents
nucléaires, la législation leur accorde une grande importance.
Le «site de l’installation nucléaire» comprend, en plus de la zone surveillée de l’installation
nucléaire, également des espaces adjacents utilisés pour des activités administratives, de
transport et d’exploitation du titulaire d’autorisation et pour lequel le titulaire élabore le plan
d’urgence interne, assurant notamment la protection des travailleurs présents tant dans le
périmètre de l’aire surveillée que dans les bâtiments adjacents précités.
La disposition définit par la suite le terme de «zone de planification d’urgence» dans la
gestion des situations d’urgence radiologique. La «zone de planification d’urgence» est le
domaine déterminé par l’ONSN sur la base du projet du titulaire d’autorisation pour laquelle
un plan d’urgence externe est élaboré en vertu de la loi nº 239/2000 du JO, telle que modifiée,
et de son décret d’application. Des mesures d’urgence sont également prévues pour limiter
l’exposition du public et de l’environnement en cas d’accident radiologique. La surface de
zone de planification d’urgence est contiguë à l’aire de l’installation nucléaire.
La dernière définition dans la gestion des situations d’urgence radiologique est le «plan
national d’accident nucléaire». Il s’agit d’un document du plus haut niveau stratégique qui
détaille la mise en œuvre de la gestion de la situation d’urgence radiologique dans tout le
pays, à l’exception des zones de planification d’urgence qui sont à cet égard couvertes par le
plan d’urgence externe. Le plan national d’urgence radiologique est, en raison de son
importance, préparé par l’administration centrale et approuvé par le gouvernement qui dispose
d’informations et de ressources suffisantes aux fins de déterminer un moyen efficace pour
protéger la population.
Les paragraphes 2 à 4 de cette disposition fixent les notions générales concernant l’utilisation
de l’énergie nucléaire ou la garantie de la sûreté nucléaire. La notion de départ est la
définition de la «sûreté nucléaire» qui est en effet traditionnelle et bien connue, cependant,
elle exige une réglementation précise aux fins de prévenir des erreurs relatives au niveau de
responsabilité de l’exploitant d’une installation nucléaire liée à sa garantie. Les signes de la
définition de la «sûreté nucléaire» reflètent le fait que celle-ci n’est pas seulement une
question d’état technique de l’installation, mais aussi du personnel d’exploitation, car ce
dernier a le pouvoir de l’affecter de manière significative, comme le montrent les expériences
historiques de Černobyl, Fukushima, ainsi que de Jaslovské Bohunice. La seconde partie de la
définition liste en substance les conséquences indésirables de l’absence de la sûreté nucléaire
présentant une concordance avec les termes de la gestion des situations d’urgence
- 205 -
radiologique. L’absence de la sûreté nucléaire peut entraîner l’application du système de
gestion des situations d’urgence radiologique. Ladite définition est également transposée de la
directive 2009/71/Euratom.
La définition suivante de «l’installation nucléaire» joue un rôle dans la détermination du
champ d’application de certaines parties du projet de loi. Un certain nombre d’obligations, et
finalement la définition de la «sûreté nucléaire» elle-même, sont liées à la notion de
«l’installation nucléaire». La définition consiste essentiellement en une taxonomie des
installations spécifiques dans lesquelles, eu égard aux risques induits par l’exploitation, il
convient d’assurer la sûreté nucléaire, c’est-à-dire de fixer par la loi les conditions qualifiées
de fonctionnement. Le contenu de la liste elle-même est d’ores et déjà connu et utilisé par des
réglementations précédentes et de plus, la définition provient de la transposition de la
directive 2009/71/Euratom.
Un autre terme général dans les utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire est celui des
«activités liées à l’utilisation de l’énergie nucléaire». Ce concept complète le cadre de la
garantie de la sûreté nucléaire, car les exigences fixées par la loi aux fins d’atteindre cet
objectif visent souvent les opérateurs desdites activités. Toutes ces activités ont une
importance considérable eu égard à la protection de la santé, de la vie, des biens et de
l’environnement contre les effets de la réaction de fission en chaîne ou les fuites de
radionucléides ou les rayonnements ionisants, car lesdites conséquences indésirables peuvent
en résulter. La plupart d’entre elles sont considérées par l’État comme étant stratégiquement
tellement importantes (que ce soit en matière de développement économique national ou
autre) que leur exercice est soumis à l’obtention de l’autorisation correspondante.
Dans ce domaine, les opérations primordiales du point de vue normatif sont également les
«activités importantes pour la sûreté nucléaire». C’est une activité exercée exclusivement par une
personne physique - le travailleur de l’entité qui exerce des activités liées à l’utilisation de
l’énergie nucléaire. Ces activités techniques partielles peuvent affecter fondamentalement le
niveau de sûreté (à la fois individuellement et globalement) et l’État impose donc les exigences à
leurs exécutants, ainsi qu’à l’entité «employant» lesdites personnes physiques. Les exigences
concernent notamment les compétences et leur garantie ou la vérification des qualifications des
travailleurs. Sans établir les exigences visant les activités importantes pour la sûreté nucléaire, un
des indices déterminants de la sûreté nucléaire (capacité des opérateurs d’empêcher le
développement incontrôlé d’une réaction de fission en chaîne, etc.) pourrait s’avérer défaillant.
Les «fonctions de sécurité» font partie des principales notions du système de sûreté nucléaire.
Aux fins d’atteindre la sûreté nucléaire, tout l’équipement technique doit fonctionner de
manière efficace et sans défaillance, ainsi que cela ressort également de la définition de la
sûreté nucléaire. Le fait que l’exploitation se déroule sans défaillance permet d’atteindre un
état de sécurité générale, mais pour atteindre la sûreté nucléaire, un état parfait de choses
pertinentes pour la sûreté nucléaire doit être assuré (appelées en termes techniques ainsi que
sur les forums internationaux comme les «structures, composants et systèmes»). Pour
atteindre la sûreté nucléaire, certaines fonctions des structures, des composants et des
systèmes, appelées dans la loi les «fonctions de sécurité» sont alors nécessaires.
La loi entend par «installation classée» les parties d’un dispositif nucléaire (objets, machines,
composants, systèmes, etc.) qui sont particulièrement importantes pour assurer et maintenir la
sûreté nucléaire. La loi bâtit sur ladite notion un ensemble normatif complet visant
principalement à garantir la qualité requise de ces installations (en fixant les exigences
techniques spécifiques pour celles-ci et les modalités de leur vérification). C’est seulement en
- 206 -
garantissant les paramètres pertinents desdites installations qu’il est techniquement possible
d’atteindre le niveau requis de sûreté nucléaire (il s’agit donc d’un élément de la sûreté
nucléaire exprimé par sa définition comme «l’état et la capacité de l’installation nucléaire»).
Une installation classée est définie non seulement par son effet sur la sûreté nucléaire, mais
plus particulièrement, par l’exécution des fonctions de sécurité qui sont bien sûr aussi l’une
des conditions préalables à l’atteinte de la sûreté nucléaire. La définition souligne
délibérément cet aspect, puisque c’est la base de la réglementation de la relation des
installations classées et des fonctions de sécurité ci-après dans le texte de la loi.
La loi définit les «limites et conditions» en tant qu’une catégorie spéciale des exigences visant
l’activité exercée (notamment, certaines phases du cycle de vie de l’installation nucléaire et de
la gestion des déchets radioactifs). Leur importance réside principalement dans la
formalisation conséquente de leurs préparation et contenu (leur liste est soumise à l’évaluation
par l’ONSN lors d’une demande d’autorisation). Par la définition, la loi crée une présomption
d’exécution sûre de l’activité (la liste des activités figure à annexe nº 2 de la loi nucléaire - la
documentation des limites et des conditions requise selon le type de demande d’autorisation) mais si le titulaire d’autorisation satisfait à ces exigences spécifiques, auparavant examinées
par les experts de l’administration centrale, l’activité est considérée comme sûre. Le
manquement à ces exigences conduit donc à une perturbation de la sûreté nucléaire.
La notion de «sécurité technique» désigne en fait les propriétés des installations classées qui
démontrent leur conformité aux exigences techniques et l’absence des risques pour la santé
humaine et les biens. Bien que la loi ne l’énonce pas expressément (ce n’est pas
indispensable), la garantie de la sécurité technique est une condition préalable pour établir la
sûreté nucléaire. Si l’installation classée ne satisfait pas aux exigences techniques imposées
(ce qui constitue la pierre angulaire de la définition de la sécurité technique), cela affecte sa
qualité et la sûreté nucléaire est susceptible d’en être également affectée. Cependant, le nonrespect des exigences de la sécurité technique ne doit pas être automatiquement considéré
comme un échec d’assurer la sûreté nucléaire.
Le terme du «projet d’installation nucléaire» est considéré par la loi comme un type
spécifique d’activité, la conception, qui mène à l’utilisation de l’énergie nucléaire. La
définition du concept est motivée par la tentative de distinguer ce type de documentation des
autres types de documentation de projet qui sont produits au cours du processus de construction
d’une installation nucléaire, par exemple, en vertu de la loi nº 183/2006 du JO relative à
l’aménagement du territoire et à la réglementation du bâtiment (loi sur le bâtiment). Le projet luimême et les modalités de sa préparation sont également soumis aux exigences visées par la loi,
indispensables pour assurer la sûreté nucléaire de la future installation nucléaire.
Enfin, la disposition du paragraphe 4 prévoit la définition de la «protection physique» qui
désigne un système de mesures destinées à empêcher les activités non autorisées avec les
installations ou les matières nucléaires. La protection physique constitue la pierre angulaire
d’un élément important de la gestion des utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des
rayonnements ionisants, dite « sécurité », soit «security». Outre le système de mesures visant
à assurer une protection contre les effets négatifs de l’énergie nucléaire et des rayonnements
ionisants et qui tendent à établir et à consolider le système de sûreté, il existe également un
système de prévention du détournement des sources d’énergie nucléaire et de rayonnements
ionisants, de plus en plus prisé par la communauté professionnelle internationale. L’utilisation
détournée («activité non autorisée») désigne alors un emploi desdits matériels à des fins
illégales avec l’intention de causer des dommages à l’intérêt public («malicious act - acte
- 207 -
malveillant»). Il ne s’agit donc pas nécessairement d’une infraction ou d’un délit tels que
définis par la réglementation spécifique pertinente, cependant, l’impact de ces agissements en
matière de menaces potentielles pour la vie humaine, la santé ou l’environnement peut être
important. Les actions typiques concernées par les préoccupations de sécurité et que la
protection physique doit prévenir sont le vol (par exemple, aux fins de la vente illégale des
matières onéreuses), le sabotage ou diverses formes d’attaques terroristes. Cependant, il peut
aussi s’agir d’actes moins graves, tel que le simple vandalisme dont les effets involontaires
peuvent être importants. Il est donc nécessaire d’assurer non seulement une protection contre
l’énergie nucléaire et les rayonnements ionisants, mais au sens général également, la
protection de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants (ou des activités les utilisant).
La terminologie anglaise emploie dans ce contexte les termes «safety» (sûreté) et «security»
(sécurité) et les organisations internationales actives dans ce domaine considèrent de plus en
plus ces deux notions comme deux pôles d’une même protection générale des personnes
contre les effets négatifs de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants. Les auteurs de
la loi ont délibérément opté pour ne pas définir le terme «sécurité» choisi pour traduire le
concept de «security», car la notion est spécifiquement définie par le contenu même de la
réglementation et en outre, il s’agit d’une notion générale qu’il ne serait pas approprié de
définir d’une manière spécifique.
La «sécurité» peut alors être considérée comme une catégorie générale, comme la «sûreté»
dont l’atteinte dans la pratique est mise en œuvre de diverses façons. Un de ces moyens est
aussi la «protection physique», mais la tendance actuelle dans le domaine du droit
international (notamment, les recommandations de l’AIEA) apporte une autre forme de mise
en œuvre de la «sécurité», par exemple dans le domaine de la protection des logiciels. Le
contenu spécifique du terme «protection physique» est donné par la réglementation suivante
(voir ci-dessous) et notamment, par son décret d’application.
La notion de base pour la fixation des exigences visant la protection physique est la «menace
fondamentale de dimensionnement», qui est également définie dans la loi nucléaire. On
entend par ce terme, des phénomènes d’une certaine intensité pouvant altérer la protection
physique ou conduire en conséquence au détournement de l’installation nucléaire ou des
matières nucléaires. Eu égard à la nature des choses, ce sera toujours une menace incarnée par
les caractéristiques et les capacités d’une personne physique concrète, car elle seule est en
mesure par son comportement de perpétrer un acte physique de malveillance («malicious
act»). La menace fondamentale de dimensionnement est également utilisée dans la loi comme
une référence pour établir les règles de protection physique. Les modalités de prévention
devraient être proportionnelles à l’intensité de la menace potentielle.
Le terme «culture de sûreté» s’appuie sur la cohérence et l’efficacité des processus et activités
internes, les aspects d’une gestion sûre de l’organisation de plus en plus accentués à l’échelle
internationale (entre autres, visant les personnes exerçant des activités régies par la loi
nucléaire). La condition préalable d’un bon fonctionnement de chaque structure, et donc de la
cohérence des activités qui y sont menées, est avant tout les ressources humaines adéquates.
Les travailleurs de l’entité donnée doivent effectuer correctement et efficacement leurs tâches
individuelles et lors de leur exécution, ils doivent toujours être conscients que la priorité est la
sûreté. En outre, tout l’encadrement doit donner la plus haute priorité à la sûreté. Leurs
connaissances personnelles eu égard à la finalité de leurs actions, de leurs comportement et
conviction concernant la cohérence et de l’efficacité des activités de l’organisation à laquelle ils
appartiennent, contribuent à la mise en œuvre de cet objectif. Sans ces éléments de management,
- 208 -
la sûreté nucléaire, la radioprotection, la sécurité technique, la gestion des situations d’urgence
radiologique, la surveillance radiologique et la sécurité pourraient être menacées. La somme des
attitudes et des motivations personnelles des travailleurs par rapport aux activités effectuées par
leur organisation (et réglementées par la loi nucléaire) composent la culture de sûreté et
constituent les conditions préalables pour satisfaire aux exigences de la loi nucléaire. Bien qu’il
s’agisse d’un concept difficile à saisir du point de vue normatif, il devient beaucoup plus
important et même les expériences historiques (par exemple, l’accident nucléaire de Tchernobyl)
montrent qu’une culture de sûreté élevée est une condition préalable pour assurer la sûreté.
La notion qui apparaît plus rarement dans la loi nucléaire, mais qui sera fréquemment utilisée
par ses décrets d’application est le «critère d’acceptation». Dans ce cas également, il s’agit
d’un terme employé dans les utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des
rayonnements ionisants, mais pas exclusivement, et généralement assez peu connu pour qu’il
nécessite une définition législative claire. On entend par ce terme, la valeur du matériel
examiné (problématique), par exemple, les propriétés physiques comme la température,
l’expansion, dont le dépassement serait inacceptable du point de vue de la sûreté nucléaire, la
radioprotection, la sécurité technique, la gestion des situations d’urgence radiologique ou de
la sécurité. Un exemple pratique peut être la teneur en radionucléides dans la substance qui la
rend appropriée pour une méthode particulière d’utilisation - si elle est supérieure, donc si le
critère d’acceptation est dépassé, la substance ne peut pas être utilisée. Le terme est fréquent
principalement dans les utilisations de l’énergie nucléaire et la gestion des déchets radioactifs.
Une autre définition visée à l’article 4 est le «démarrage physique». C’est la phase du cycle de
vie d’une installation nucléaire qui suit l’achèvement de sa construction et précède ainsi le
démarrage dit énergétique. Le principe du démarrage physique est la manipulation du
combustible nucléaire dans le réacteur nucléaire et la réalisation des essais pertinents.
Cependant, la définition a pour objet de distinguer les différentes étapes du cycle de vie en ce
qui concerne leur durée (de procédure) afin que des exigences spécifiques puissent être
imposées au titulaire d’autorisation. La mise en service dont le démarrage physique fait partie
est un processus extrêmement complexe qui nécessite l’achèvement précis de toutes les étapes
selon un calendrier donné. Par conséquent, il est nécessaire de définir l’étape et de déterminer
ainsi le cadre des étapes en amont ou en aval.
Le terme du «cycle de vie» définit la durée pendant laquelle l’installation et les activités
nucléaires liées sont soumises à la réglementation et à la supervision de l’État. Il s’agit d’une
période lors de laquelle l’installation nucléaire est à même, par une voie quelconque, de
provoquer des fuites des radionucléides ou des rayonnements ionisants ou de mettre
autrement en danger la santé humaine et l’environnement, ou lors de laquelle il peut se
produire, en raison des activités humaines, une menace pour la sûreté nucléaire, pour la
sécurité ou autres.
Le «démarrage énergétique de l’installation nucléaire» est la phase de mise en service qui suit
le démarrage dit physique. Dans la phase de démarrage énergétique, la fonctionnalité de tous
les systèmes de l’installation nucléaire en service doit être vérifiée, c’est-à-dire en utilisant le
combustible nucléaire. L’installation nucléaire est mise en service aux différents niveaux de
puissance, et fait l’objet d’une série d’essais pour vérifier la sûreté et la pertinence du projet. La
mise en œuvre de cette phase du cycle de vie d’une installation nucléaire est soumise à un régime
d’autorisation distinct, destiné à fournir à l’État les informations pertinentes sur la compétence de
l’exploitant de l’installation nucléaire de mettre celle-ci en service.
Concernant l’article 5:
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La disposition contient les principes de base des utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire
et des rayonnements ionisants. Les principes énoncés ici constituent la pierre angulaire de
toute la réglementation, basée sur les recommandations et les principes internationaux de la
législation d’Euratom dans ce domaine. Les principes sont inspirés principalement par les
Fondements de la sûreté de l’AIEA (MAAE Safety Fundamentals), ainsi que des
recommandations d’autres organisations internationales, par exemple, WENRA, la CIPR et
l’OECD (l’AEN). Le but des principes n’est pas seulement une introduction théorique et non
normative de la loi, mais de fixer les obligations strictes aux groupes d’entités exerçant des
activités produisant des bénéfices privés et sociaux, mais présentant également un risque
relativement élevé. Par conséquent, la partie de la loi consacrée aux dispositions relatives aux
infractions ne néglige pas ces principes généraux et leurs violations sont passibles de peines
définies. Sinon, les principes ne seraient que de simples déclarations théoriques, ce qui serait
toutefois contraire aux engagements internationaux de la République tchèque et dans certains
cas, à la législation d’Euratom. Le positionnement dans l’introduction de la loi a été
délibérément et systématiquement choisi aux fins de souligner l’importance des principes et
de leur application prioritaire.
Le premier paragraphe contient le principe de prévention et la gestion des situations
d’urgence, ou selon le libellé de la loi nucléaire, des «situations d’urgence radiologique». Ce
principe est le fondement de toute la législation relative à la gestion des situations d’urgence
radiologique. En outre, le paragraphe consacre le principe général de l’exécution sûre de
toutes les activités réglementées et des exigences de protection de la santé et de
l’environnement.
Le deuxième paragraphe contient le principe de priorité à la sûreté (que ce soit la sûreté
nucléaire, la radioprotection ou la sécurité - selon les libellés des recommandations
internationales la «sûreté» et la «sécurité») avant d’autres intérêts (par exemple,
économiques). L’obligation particulièrement soulignée est la prise en compte du niveau actuel
de la science et de la technologie qui est une condition préalable à l’amélioration continue de
la sûreté et de la sécurité et la réaction à l’accroissement potentiel du risque.
Ce paragraphe transpose aussi en droit tchèque le principe généralement connu de
«justification» («justification») qui exige que toute activité impliquant l’énergie nucléaire ou
les rayonnements ionisants soit justifiée par le bénéfice qui en résulte. Ce bénéfice doit
l’emporter sur les risques occasionnés par l’activité. Sinon, l’activité est totalement proscrite.
La justification est un principe fondamental qui doit être appliqué dans la pratique
quotidienne. Quelles que soient les difficultés de son application, surtout en raison d’un degré
considérable d’incertitude dû à la nature ambivalente de l’énergie nucléaire et des
rayonnements ionisants, la justification ne peut pas être ignorée. L’interdiction absolue des
activités non justifiées est en outre corroborée par les dispositions de la loi relatives aux
sanctions. Le principe est reconnu au niveau mondial, par les organisations internationales
gouvernementales et professionnelles, et il apparaît non seulement dans leurs
recommandations (AIEA, CIPR), mais aussi dans la directive BSS. Le principe dans sa forme
plus concrète figure dans la loi nucléaire également à d’autres endroits, ce qui conduit à son
application dans les situations spécifiques pouvant soulever dans la pratique des doutes relatifs à
son applicabilité. La partie de la phrase après le point-virgule précise le principe à l’égard de
procédures sans énergie nucléaire et sans rayonnement ionisant. Nous pouvons en conclure que
s’il existe une procédure n’utilisant pas des sources à risque, elle doit être préférée, sinon l’activité
ne peut pas être considérée comme justifiée. Bien sûr, cette exigence ne peut pas être appliquée de
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manière absolue, car des circonstances particulières peuvent conduire à la conclusion opposée,
mais il est nécessaire de prendre en compte cette circonstance.
Le paragraphe 3 précise l’application du principe de justification dans les situations faisant
apparaître dans la pratique de nouvelles et importantes connaissances concernant l’efficacité
ou les conséquences potentielles de l’activité exercée ou de nouvelles et importantes données
sur des procédures techniques ou technologies différentes. Les nouvelles informations
relativisent la justification initiale, car il peut arriver du fait du progrès qu’une activité
précédemment justifiée (mais aussi, une activité non justifiée) perde de sa pertinence (ou
l’acquière). Alors, elle devrait être considérée comme justifiée, car les risques qui en
découlent sont acceptables, et exécutée sans limitation, ou le contraire. La disposition met en
œuvre la directive BSS.
Les dispositions du paragraphe 4 fixent le principe-clé internationalement reconnu de nontransférabilité de la responsabilité pour la sûreté à une autre personne. Le porteur de cette
responsabilité est et restera avant tout l’exécutant de l’activité qui est dans la plupart des cas,
le titulaire d’autorisation en vertu de la loi nucléaire. La disposition met en œuvre la
directive 2009/71/Euratom.
Le paragraphe 5 suivant régit le principe de l’optimisation déjà mentionné, ou le principe
ALARA (voir la justification à l’article 3, paragraphe 1). Dans ce cas, il concerne les activités
utilisant tant les rayonnements ionisants que l’énergie nucléaire. Le texte de la loi revêt la
forme de l’obligation dont la violation est passible de sanction. Cette disposition également
met en œuvre la directive BSS.
L’obligation de l’évaluation du niveau de sûreté nucléaire, de radioprotection, de sécurité
technique, de gestion de la situation d’urgence radiologique et de sécurité en cas de nouvelles
informations importantes sur les risques et les conséquences des activités visées au paragraphe 6
consiste à veiller à sa préservation ou à son accroissement continu par rapport à l’état initial. Avec
le développement des nouvelles technologies et l’avènement de nouvelles connaissances
scientifiques, de nouvelles opportunités de réduction des risques peuvent émerger. Celles-ci
devraient être utilisées aux fins de protéger la santé humaine, la vie et l’environnement.
L’exigence similaire concerne également l’adoption des mesures subséquentes - des possibilités
nouvellement découvertes devraient être exploitées afin d’assurer la conformité avec les
exigences de la loi qui fixe légalement des exigences minimales pour garantir les différentes
sûretés (sûreté nucléaire, radioprotection, sécurité technique, gestion de la situation exceptionnelle
d’urgence radiologique, etc.) et la sécurité. Ce principe découle également des recommandations
de l’AIEA (Fondements de sûreté - Safety fundamentals).
Par ailleurs, cette disposition consacre le principe général apparenté d’évaluation et
d’amélioration continue de l’application des principes précités dans la pratique. Le progrès
technologique et scientifique dans le domaine conduit sans aucun doute à accroître le système
de sûreté et la sécurité. Comme déjà indiqué, le niveau de risque découlant des activités
exercées ne peut pas être complètement nul, il est donc indispensable d’améliorer en
permanence l’état des choses ou les moyens de protection contre cette menace. Comme l’ont
montré, par exemple, les événements malheureux de l’installation Fukushima Dai Ichi, même
en assurant la meilleure sûreté possible, nous ne pouvons pas exclure de manière absolue la
défaillance des moyens de protection ou du personnel. Il est donc nécessaire de poursuivre
sans cesse les efforts pour assurer la sûreté. Lesdits efforts prennent leur forme normative
audit paragraphe qui impose les obligations à un large éventail d’entités utilisant l’énergie
nucléaire ou exerçant les activités dans les situations d’exposition. L’évaluation de la mise en
- 211 -
œuvre des principes doit être alors effectuée de manière systématique, continue et complète,
au sens d’une approche globale. Sinon, ce principe pourrait être contourné et donc le niveau
de sûreté requis ne serait pas assuré.
Le paragraphe 7 prévoit l’obligation pour l’exécutant desdites activités de mettre en œuvre
(ou d’assurer) la sécurité. La sécurité n’est pas définie, car elle fait l’objet d’un titre complet
de la loi et donc la sécurité est déterminée par le contenu même de la réglementation. La
sécurité est la notion locale du concept connu dans le droit international (et toujours plus
accentué), de «security» (voir, par exemple, Convention sur la protection physique,
recommandations de l’AIEA). C’est un système de mesures visant à assurer la protection des
activités et des sources contre leur détournement, notamment sous forme d’infractions
(sabotage, vol, terrorisme). La conséquence d’un tel détournement n’est pas nécessairement
une menace de la radioprotection, la sûreté nucléaire, etc., mais une mise en danger ou des
dommages sans ingérence directe de l’énergie nucléaire ou des rayonnements ionisants. La
liste de ces activités potentiellement dangereuses ne peut pas être déterminée par énumération,
et donc elle ne fait pas l’objet d’une définition. Il est toutefois nécessaire aux fins de la
protection contre les conséquences d’un tel détournement, d’établir légalement des normes de
création et de maintien de ce système. En outre, cette obligation est attachée à la matérialité
de faits délictuels correspondants.
L’usage de la rétroaction appartient également aux postulats de départ de l’utilisation de
l’énergie nucléaire ou de l’assurance de la sûreté nucléaire, de la radioprotection, de la
sécurité technique, de la gestion des situations d’urgence radiologique et de la sécurité. C’est
une notion bien connue et établie couvrant l’évaluation et l’utilisation des expériences
acquises lors d’un certain processus. Dans le domaine des utilisations pacifiques de l’énergie
nucléaire, cependant, elle revêt une importance particulière, en raison de la nécessité
constante d’assurer et d’améliorer la prévention des risques. Il convient donc de l’énoncer
explicitement, non seulement au niveau du principe général fixé par la loi et exécutoire, mais
aussi en déterminant les détails de l’application dudit principe dans le décret d’application.
Le paragraphe 9 fixe l’obligation à toutes les parties impliquées dans l’utilisation de l’énergie
nucléaire et des rayonnements ionisants d’appliquer une approche dite graduée («graded
approach»). Il s’agit encore d’un principe généralement connu, largement appliqué dans les
recommandations et les réglementations internationales dans le domaine (par exemple,
l’AIEA) et dans la législation européenne (par exemple, la directive 2011/70/Euratom). Il ne
s’agit pas d’une nouveauté, même en droit tchèque, car elle a été utilisée dans l’arrêté
nº 309/2005 du JO sur la mise en œuvre de la sécurité technique des installations classées. Le
principe impose l’obligation de tenir compte, lors de la protection de l’intérêt public, des
sources pertinentes par le biais d’une approche graduée, donc de prendre toujours en compte,
notamment, la disponibilité et l’importance des moyens visant à assurer la sûreté nucléaire, la
radioprotection, la sécurité technique, la gestion des urgences radiologiques et la sécurité,
ainsi que l’importance des activités effectuées. Il peut être déduit du principe qu’une certaine
norme minimale doit toujours être garantie dont les limites sont spécifiées par les exigences
réglementaires, mais par la suite (et concrètement), il est toutefois, possible de procéder
différemment - de manière graduée. La disposition prévoit également des consignes relatives
à l’application de l’approche graduée. Tout d’abord, c’est la possibilité de l’exposition, c’està-dire, une menace de l’intérêt public protégé par la législation, par la suite, la partie prenante
doit prendre en compte les paramètres techniques de l’activité exercée, y compris le type de
dispositif utilisé. Étant donné la nature générale du principe, cette liste peut être considérée
comme non exhaustive.
- 212 -
Le dernier paragraphe transpose en droit tchèque le principe général de gestion des déchets
radioactifs et du combustible nucléaire usé, fixé, entre autres, par la
directive 2011/70/Euratom. Bien que la législation fixe les obligations spécifiques aux
producteurs et à d’autres personnes manipulant des déchets radioactifs, voire aux exploitants
d’installations nucléaires relatives à la gestion du combustible nucléaire usé, et que lesdites
obligations établissent une responsabilité en dernier ressort et non transférable pour la
manipulation sûre, en cas de défaillance du système d’obligations, il est nécessaire d’assurer
que les déchets radioactifs ou le combustible nucléaire usé soient traités conformément à
l’intérêt public, stockés en toute sécurité ou autrement éliminés. Cette responsabilité en
dernier ressort de la gestion sûre des déchets radioactifs et du combustible nucléaire usé
incombe à l’État. Le rôle de ce principe est exclusivement subsidiaire en cas d’urgence et ne
doit compléter ni remplacer la responsabilité des opérateurs non étatiques spécifiques. De
même, d’un point de vue financier, l’on ne peut pas présumer que la responsabilité en dernier
ressort de l’État se manifeste de quelque manière que ce soit, par exemple, par la participation
de l’État aux coûts de l’élimination sûre.
Le principe de la «garantie» de l’État (au sens général, et non civil) de l’élimination sûre des
déchets radioactifs est conforme aux principes internationalement reconnus que la République
tchèque s’est engagée à respecter. Le stockage des déchets radioactifs est un ensemble
d’activités à long terme, sur quelques générations (la loi énonce de manière non exhaustive la
surveillance des rayonnements autour du stockage et le contrôle du stockage, car des doutes
pourraient être soulevés concernant leur inclusion). Les différents producteurs des déchets
radioactifs à qui incomberait l’obligation d’assumer la responsabilité de l’élimination des
déchets radioactifs peuvent ne plus exister.
Le transfert de la responsabilité de l’élimination des déchets radioactifs à l’État est également
motivé par la volonté de proscrire tout «conflit d’intérêts» qui pourrait survenir en laissant la
responsabilité de l’élimination desdits déchets à leur producteur, car sa préoccupation est de
trouver le moyen le plus rapide et le moins onéreux de se débarrasser de tous les déchets. Cet
agissement du producteur serait en conflit avec l’exigence de la sûreté élevée et de l’assurance
de la qualité du stockage à long terme.
Concernant l’article 6:
La disposition de l’article 6 contient les obligations générales relatives aux utilisations
pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants. La liste desdites obligations
est à nouveau traditionnelle et figure aussi dans des législations étrangères. Le but desdites
obligations générales, souvent dirigées contre des personnes ne participant pas directement à
des activités dans des situations d’exposition ou des activités liées à l’utilisation de l’énergie
nucléaire, est de prévenir l’utilisation abusive de l’énergie nucléaire ou des rayonnements
ionisants contrevenant à l’intérêt général protégé par toute la réglementation. Les obligations
sont surtout dirigées contre l’utilisation non pacifique de l’énergie nucléaire et des
rayonnements ionisants, contre leur détournement pour des activités criminelles ou contre une
exposition indésirable (imprévisible, aléatoire). Lesdites obligations découlent partiellement
des engagements internationaux liant la République tchèque (par exemple, interdiction
d’utiliser l’énergie nucléaire à des fins non pacifiques du Traité sur la non-prolifération des
armes nucléaires), et partiellement de la législation d’Euratom (directive BSS).
La disposition du paragraphe 1 contient l’obligation élémentaire pour toute l’utilisation de
l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants - l’obligation de les utiliser uniquement à
des fins pacifiques. La République tchèque s’y est engagée par le biais de certains traités
- 213 -
internationaux et le respect de cette obligation est une condition préalable à la coexistence
pacifique de la communauté mondiale.
Les obligations prévues aux paragraphes 2 à 7 concernent la fourniture d’information aux
pouvoirs publics compétents, et ce concernant les faits importants relatifs à la protection
contre les effets de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants. La réglementation
prévoit que le notifiant (un sujet disposant des informations nécessaires) n’a pas la capacité
nécessaire pour gérer la situation d’urgence à laquelle il doit face, par exemple, la découverte
de la source de rayonnements ionisants, ou que l’information est cruciale pour assurer la
protection requise et un certain niveau d’ingérence de l’État est nécessaire (sous forme
d’administration générale ou de contrôle). L’autorité publique à informer est généralement
l’ONSN. En cas de suspicion d’une infraction pénale, dans l’intérêt d’une intervention rapide
et efficace, il convient de privilégier en premier lieu la police de la République tchèque. La
police transmet l’information à l’ONSN, ce qui est tout à fait dans l’esprit de l’exigence de ne
pas faire peser des charges administratives excessives sur les particuliers. L’énumération
alternative des autorités devant être informées a pour objectif principal la réduction de la
charge administrative des notifiants. La liste cumulative de la loi existante nº 18/1997 du JO
exigeait une notification aux deux autorités publiques, ce qui semble actuellement superflu,
car les organes doivent coopérer efficacement ensemble et partager les informations
pertinentes. En même temps, les auteurs cherchent à exclure un éventuel oubli de l’ONSN par
la police de la République tchèque (ce qui arrive dans la pratique).
Le dernier paragraphe autorise à édicter des décrets d’application détaillant certaines
obligations d’information, à savoir, l’étendue des informations dont l’autorité de
l’administration centrale a besoin pour mettre en œuvre efficacement les mesures nécessaires.
Concernant l’article 7:
La réglementation des activités généralement interdites est similaire aux obligations générales
visées à l’article 6. Dans ce cas, également, il s’agit d’une transposition partielle des traités
internationaux dans la loi nucléaire (par exemple, le Traité sur la non-prolifération des armes
nucléaires), une partie des obligations est fondée sur la directive BSS. Les interdictions visent
toute personne qui pourrait commettre des activités indésirables, et non pas exclusivement les
opérateurs dans le cadre de situations d’exposition ou d’activités liées à l’utilisation de
l’énergie nucléaire. Les deux premiers paragraphes interdisent les activités qui pourraient
conduire au développement ou à la production d’armes nucléaires – la République tchèque
fait partie des États sans arme nucléaire, comme elle s’y est engagée en vertu des conventions
multilatérales internationales. Loi nucléaire à cet égard est complémentaire à la
réglementation visée à l’article 282 de la loi nº 40/2009 du JO, code pénal.
Les paragraphes 3 à 6 sont également fondés sur la réglementation internationale engageant la
République tchèque, mais cette fois dans le domaine de la gestion des déchets radioactifs et
dans l’intérêt de la sûreté. Le régime adopté est basé sur le principe selon lequel chaque État
est responsable en premier ressort pour ses propres déchets radioactifs et supporte les coûts
qui y sont associés (qui sont considérables et devraient être assumés principalement par le
producteur de déchets). Pour cette raison, leur importation en République tchèque est interdite
ou limitée aux cas où il y a une élimination efficace. L’exportation vers les pays qui sont
incapables d’assurer la gestion efficace et sûre des déchets radioactifs est alors totalement
interdite. Les déchets radioactifs sont donc une affaire du pays d’origine de son producteur.
Mais en même temps, il convient de souligner leur dimension mondiale et la nécessité pour la
communauté internationale de coopérer dans une certaine mesure à leur élimination, au moins
- 214 -
au niveau de prévention d’une mauvaise manipulation. Ce régime est en général appliqué
également lors des transferts desdits déchets dans le cadre d’Euratom. Des considérations
similaires ont conduit à l’interdiction du transfert de matériel nucléaire (paragraphe 6), bien
que la source de danger dans ce cas soit son détournement au profit du développement ou de
la production d’armes nucléaires.
Les interdictions dans le domaine de la gestion des déchets radioactifs sont thématiquement
liées à l’interdiction visée au paragraphe 7 concernant les activités qui pourraient conduire à
la rupture des barrières d’isolation des espaces de stockage de l’installation de stockage des
déchets radioactifs et la contamination des personnes ou de l’environnement. Le stockage est
souvent situé au sous-sol et les terrains situés au-dessus sont utilisés pour les activités
humaines courantes. Celles-ci en général ne nuisent aucunement aux déchets radioactifs
stockés, mais il convient de garder à l’esprit qu’un certain risque existe. Puisque la durée de
vie d’un stockage est très longue (au moins plusieurs décennies, mais plutôt plusieurs milliers
d’années), il est impossible d’assurer efficacement la prévention des menaces semblables par
l’État avec les activités administratives de routine (octroi d’autorisation, décision de
fermeture, etc.). L’interdiction générale semble donc plus efficiente.
Les interdictions visées aux paragraphes 8 à 13 tombent dans le domaine des rayonnements
ionisants ou de la radioprotection. En République tchèque, l’interdiction d’ajouter des
radionucléides dans les jouets, la nourriture, les bijoux et les cosmétiques et la
commercialisation de ces produits est fixée par la directive BSS et les recommandations de la
CIPR. Un tel «enrichissement» est considéré par la communauté professionnelle, mais aussi
par les législateurs au niveau international, comme injustifié et particulièrement dangereux en
raison de la possibilité d’une grande prolifération difficile à contrôler. La même règle est
valable pour l’activation de la matière. Les produits de consommation avec une substance
radioactive ajoutée méritent également un régime particulier. La diffusion de tels produits au
public est difficile à surveiller et à réguler et peut, notamment en grandes quantités, être
source de risque pour la santé ingérable par l’État. Il est donc nécessaire que ces produits
fassent l’objet des exigences accrues en matière de radioprotection déjà lors de leur
fabrication, importation ou exportation, et que leur diffusion au public soit interdite en cas de
non-conformité à ce régime. Dernièrement, ce problème devient plus actuel en raison de
l’importation de petits produits de consommation (des porte-clés avec radionucléides ajoutés),
principalement de la République populaire de Chine. La dilution des matières contenant des
radionucléides aux fins de leur rejet du lieu de travail sans autorisation de l’ONSN constitue
également une situation dangereuse en raison d’une accumulation potentielle incontrôlée de
cette matière après son rejet, et donc un nouvel accroissement de l’activité jusqu’à un niveau
dangereux. L’État est tenu, aux fins de protéger la santé humaine et l’environnement, de
garder une trace de ces risques et de les gérer sous forme d’autorisations. La procédure
énoncée dans la présente disposition serait en fait un contournement de la loi, son interdiction
expresse assortie en plus des sanctions appropriées, cependant, permet de prévenir plus
efficacement des agissements indésirables.
Une autre interdiction dans ce domaine est dirigée contre les détecteurs autonomes d’incendie
par ionisation. Sur la base de l’arrêté nº 23/2008 du JO sur les conditions techniques de
protection anti-incendie des bâtiments, les ménages dans tous les nouveaux bâtiments
(maisons individuelles, appartements des immeubles d’habitations, foyers, établissements
médicaux) doivent être depuis le 1er juillet 2008 équipés d’un détecteur autonome d’incendie
(au minimum 1 détecteur) et les maisons individuelles en plus des extincteurs portatifs (au
minimum 1 extincteur avec au moins une capacité d’extinction 34A). Les détecteurs
- 215 -
d’incendie autonomes (ci-après dénommés «DIA») sont conçus pour une mise en place dans
les ménages. C’est-à-dire, dans un milieu courant, où, sauf dans la cuisine, des détecteurs
optiques sont entièrement suffisants. Dans les cuisines, au-dessus des plaques, il convient
d’utiliser un détecteur thermique où la température monte en cas d’incendie. Au cours des
dernières années, les détecteurs optiques ont considérablement réduit le temps de réaction et,
avec les détecteurs d’incendie thermiques, ils peuvent complètement remplacer les détecteurs
de fumée par ionisation couramment utilisés.
Cette disposition reflète l’application pratique du principe de justification. Dans le passé,
l’utilisation de détecteurs d’incendie autonomes à ionisation était justifiée, car c’était la seule
option fonctionnelle et peu onéreuse dont la contribution à la protection de la santé, de la vie
et des biens lors de la détection d’incendie était prépondérante sur les risques liés aux
rayonnements ionisants. Actuellement, d’autres types de détecteurs (par exemple, optiques)
sont disponibles présentant la même efficacité dans la détection des incendies, mais sans ce
risque. Le détecteur autonome à ionisation, en tant que produit de consommation avec des
radionucléides ajoutés est en effet produit ou importé par des titulaires d’autorisation et
l’utilisateur final est tenu de le lui remettre aux fins d’une élimination sûre, mais il est
pratiquement impossible d’assurer la satisfaction à cette exigence et dans la plupart des cas, le
détecteur est jeté aux ordures ménagères. En outre, de nos jours, les produits de
consommation avec des radionucléides ajoutés peuvent être achetés sur l’Internet et hors du
territoire de la République tchèque, et de ce fait sans aucune obligation réglementaire.
Comme d’autres États membres de l’Euratom (par exemple, la France), la République tchèque
a également décidé de revoir la justification de l’utilisation des détecteurs d’incendie
autonomes à ionisation et d’interdire leur diffusion. Les détecteurs déjà installés peuvent
continuer à être utilisés, leur remplacement progressif est prévu après la fin de leur durée de
vie. Par les dispositions explicites, la loi vise à éviter les litiges professionnels relatifs à la
justification des activités interdites.
Le dernier paragraphe contient le principe de spécification supplémentaire de la justification
en cas d’exposition délibérée d’une personne. Cette activité engendre un risque potentiel
direct pour la santé humaine, et donc l’exigence de sa justification est formulée de manière
plus stricte. Les activités de ce type doivent avoir un effet positif significativement plus élevé
que les risques qui en découlent. Avoir seulement connaissance de la contribution ne suffit
donc pas, une contribution effective est nécessaire. Il peut s’agir, par exemple, d’une
exposition dans le cadre de la recherche biomédicale, mais aussi d’un traitement utilisant les
rayonnements ionisants, lorsque l’importance de leur bénéfice est évidente. Par contre, en cas
d’exposition à des fins de sécurité (par exemple, les scanners corporels aux rayons X dans les
aéroports), la contribution est discutable, surtout en tenant compte de l’existence d’un certain
nombre de méthodes alternatives sans rayonnement ionisant. Dans un tel cas, il est possible de
considérer l’absence de la justification de l’activité comme évidente.
Concernant l’article 8:
La loi nucléaire oriente les activités ayant un impact sur un intérêt juridiquement protégé et le
champ de son application par une série d’actes administratifs de nature différente. En ce qui
concerne la forme, il s’agit d’une décision au sens de l’article 67 de la loi nº 500/2004 du JO,
code administratif, cependant, au fond, il s’agit d’une décision constitutive ou déclaratoire
relative à une autorisation ou une licence en vue d’exercer certaines activités, d’une décision
d’inscription (et donc d’octroi de l’autorisation d’exercer certaines activités en vertu de la loi)
et d’une approbation de type de certains dispositifs. Les dispositions de l’article 8 admettent
- 216 -
que dans certains cas particuliers, ces activités soient exercées sans lesdites décisions (accords
de l’autorité), mais toujours aux fins d’un besoin urgent de protéger la santé, la vie ou
l’environnement, c’est-à-dire, lorsqu’une situation d’urgence radiologique survient et quand
une intervention est nécessaire.
Concernant l’article 9:
Cette disposition revêt une importance capitale pour les autres parties de la réglementation en
ce qui concerne la régulation des activités relatives aux utilisations pacifiques de l’énergie
nucléaire et des rayonnements ionisants. Conceptuellement, elle est fondée sur l’article 9, de
la loi nº 18/1997 du JO et elle traduit une série de dispositions connexes visées auparavant
dans les décrets d’application. Cette situation, toutefois, était contraire aux principes du
domaine réservé de la loi et donc une réforme fondamentale de l’ensemble du système a dû
être effectuée. La disposition énumère les activités faisant l’objet de l’autorisation de
l’ONSN. L’autorisation de l’ONSN délivrée sous forme d’une décision au sens de l’article 67
de la loi nº 500/2004 du JO, code administratif, est un outil d’octroi de l’autorisation aux fins
d’exercer lesdites activités. Eu égard à la protection contre les effets négatifs de l’énergie
nucléaire et des rayonnements ionisants, les activités énumérées sont tellement importantes ou
elles comportent un degré de risque tellement élevé que l’État doit avoir intérêt à décider si et
dans quelles conditions elles seront réalisées, bien sûr, sur la base d’une évaluation
professionnelle pertinente. Cette approche est également partagée à l’échelle mondiale et sa
réplique peut être trouvée dans tous les États membres de l’AIEA et de l’Euratom.
L’économie de la disposition est divisée en plusieurs unités qui reflètent les domaines
relativement fermés des activités similaires dans le cadre du champ d’application de la loi. Le
paragraphe 1 prévoit un groupe d’activités autorisées liées à l’utilisation de l’énergie nucléaire
et le paragraphe 2 des activités au cours des situations d’exposition. Ces deux domaines
s’imbriquent partiellement et couvrent tout le cycle de vie d’une installation nucléaire, depuis
son implantation jusqu’au démantèlement, y compris les aspects connexes, telle que
l’exploitation du lieu de travail de catégorie IV avec les sources de rayonnements ionisants
qui se déroule en parallèle avec le processus de mise en service, d’exploitation normale et de
déclassement des installations nucléaires. Déjà en période où l’exploitation de l’installation
nucléaire n’est pas encore lancée, c’est-à-dire, quand le réacteur n’est pas encore mis en
service, des activités qui se déroulent peuvent engendrer l’exposition et doivent donc être
réglementées aux fins de la protection contre le rayonnement, par le biais d’une autorisation
d’exploitation d’un lieu de travail de catégorie IV (il s’agit notamment de la préparation du
combustible pour le chargement du réacteur). Les activités apparentées aux services figurent
au paragraphe 2, points h) et i). Sauf spécification contraire (comme en cas de dosimétrie
individuelle), l’autorisation de l’activité n’est délivrée que si l’activité est réalisée par des tiers
fournisseurs. Au cas où l’exploitant réalise l’activité par ses propres moyens et pour ses
propres besoins, aucune autorisation n’est nécessaire.
Par rapport à la législation existante, l’activité de «prestation de services à l’exploitant dans
une zone contrôlée d’un lieu de travail de catégorie IV» est clairement spécifiée comme
nécessitant une autorisation. Le libellé «exploitant» a pour fonction de distinguer les services
fournis à l’exploitant des prestations fournies à ses fournisseurs afin d’éviter la dilution de la
responsabilité relative à la protection radiologique des travailleurs d’une chaîne de fournisseurs
pratiquement incontrôlable. La responsabilité pour la protection radiologique des travailleurs est
définie sans ambiguïté dans les autres dispositions de la loi (article 69, article 72).
- 217 -
Le paragraphe 3 ensuite établit une liste des activités dans le cadre de la gestion des déchets
radioactifs et du combustible nucléaire usé; le paragraphe 4 énonce les activités lors du
transport de matières radioactives et fissiles; le paragraphe 5, les activités dans le domaine de
la non-prolifération d’armes nucléaires et le paragraphe 6, des activités de formation du
personnel impliqué dans les activités nécessitant une qualification spécifique. Le paragraphe 7
établit un type spécial d’acte déclaratif, l’autorisation de démantèlement qui affecte de
manière transversale les activités liées à l’utilisation de l’énergie nucléaire, les activités dans
les situations d’exposition et la gestion des déchets radioactifs. La liste des activités dans cette
disposition est exhaustive et couvre toute l’ampleur du domaine concerné. Le libellé de
l’article 9 définit également les activités réglementées relevant de deux autres formes de
réglementation utilisées dans la loi - l’enregistrement et la notification.
Des activités spécifiques soumises à autorisation par l’État ont été choisies de manière à éviter
les interférences limitantes inutiles dans le secteur de l’entreprise, et non seulement dans ce
dernier. Il s’agit en réalité exclusivement des activités dont l’importance (risque potentiel)
exige une évaluation professionnelle indépendante. En même temps, il est nécessaire de
maintenir la capacité de l’État à ne pas permettre l’exécution de ces activités, si les conditions
légales ou celles de la protection de l’intérêt public ne sont pas remplies. Une partie des
activités réglementées découle également de la législation d’Euratom (notamment, des
directives BSS, 2006/117/Euratom, 2011/70/Euratom, 2009/71/Euratom), des traités
internationaux qui engagent la République tchèque, par exemple, la Convention sur la sûreté
nucléaire - articles 1, 10, 18 et 19) et des recommandations internationales (par exemple,
Fundamental Safety Principles, Series No. SF-1, 2006; Safety Assessment for Facilities and
Activities General Safety Requirements Part 4, Series No. GSR Part 4, 2009).
Le dernier paragraphe clarifie la relation des activités réglementées et des autorisations par
rapport à la loi nº 222/2009 du JO sur la libre circulation des services. La plupart des activités
réglementées visées à l’article 9 de la loi nucléaire ne sont pas des services au sens de la loi
sur la libre circulation des services. La régulation de la plupart des régimes d’autorisation
prévus à l’article 9 de la loi nucléaire revêt un caractère spécial - bien que le libellé de la loi
soit choisi de manière à donner l’impression de réguler les activités, la réglementation vise
l’objet matériel desdites activités. Autrement dit, l’État ne réglemente pas l’activité ellemême, mais son résultat (corporel ou incorporel). L’activité elle-même, par la nature des
choses des activités concernées, ne peut être exercée par des tiers fournisseurs ou au profit
d’un autre, ce qui est le signe distinctif implicite des services, tels que définis à l’article 4 de
la directive relative aux services dans le marché intérieur et par la loi sur la libre circulation
des services. La première phrase de cette disposition prévient simplement des erreurs
possibles d’interprétation de la question si oui ou non, les activités réglementées sont des
services et relèvent de la loi sur la libre circulation des services.
Ce trait caractéristique des activités visées à l’article 9 de la loi nucléaire (sauf les activités
visées à l’article 9, paragraphe 2, points h) et i) et au paragraphe 6 de la loi nucléaire qui sont
des services ou comprennent des activités ayant une nature des services), et par la suite
l’exclusion de toutes ces activités de la loi sur la libre circulation des services, a été clarifié
pour les besoins des modifications de la loi nucléaire et en raison de l’adoption de la loi sur la
libre circulation des services lors des réunions interministérielles entre le ministère de
l’Industrie et du Commerce et l’ONSN en 2007. La question de la non-application de la loi
sur la libre circulation des services à la plupart des régimes d’autorisation au sens de la loi
nucléaire n’a pas fait et ne fait pas l’objet d’un différend entre lesdites administrations.
- 218 -
L’autorisation en vertu de la loi nucléaire, selon la deuxième phrase du paragraphe 8, est
requise pour tous les opérateurs des autres États membres de l’UE, qu’ils soient établis en
République tchèque ou qu’ils fournissent des services de manière transfrontalière. Les aspects
techniques très spécifiques satisfaisant individuellement aux conditions d’un lieu de travail ou
d’une installation spécifiques sont pris en compte justement lors de la délivrance de
l’autorisation par l’ONSN en vertu de la loi nucléaire. L’absence de la délivrance de
l’autorisation par une autorité tchèque lors de la fourniture transfrontalière de services, telle
que prévue par la loi sur la libre prestation de services, compromettrait fondamentalement la
culture de la prévention contre les effets nocifs des rayonnements ionisants en République
tchèque, car les autorisations pour la même activité délivrées par d’autres États membres ne
peuvent pas, par définition, correspondre aux autorisations en vertu de la loi nucléaire ou aux
exigences imposées aux parties prenantes lors de la délivrance de l’autorisation en République
tchèque qui sont très différentes de celles des autres États membres. D’ailleurs, la
Commission européenne a déclaré déjà en 2007 que les régimes d’autorisation dans ce
domaine peuvent être considérés comme étant pleinement justifiés, précisément pour les
raisons prépondérantes comme la protection de l’environnement et de la santé humaine.
Les exigences relatives à la libre prestation de services, telles que prévues dans la loi sur la
libre prestation de services, se heurtent également aux principes de la radioprotection visés à
la directive BSS (exigeant une autorisation pour certaines activités, indépendamment de la
façon dont elles sont fournies). Compte tenu desdites exigences de la directive Euratom,
certaines notions visées à la loi sur la libre prestation de services ne peuvent pas être utilisées,
par exemple, la non-délivrance de l’autorisation énoncée ci-dessus pour une prestation de
services transfrontalière. Les autres notions de la loi sur la libre prestation de services sont
applicables sans restriction.
Concernant l’article 10:
La seconde forme d’octroi de l’autorisation pour exercer certaines activités est
l’enregistrement effectué par l’ONSN. Cette approche est parfaitement conforme aux
recommandations internationales qui exigent l’instauration de l’approche dite graduée basée
sur l’évaluation des risques associés à l’utilisation d’une source de rayonnement. Il s’agit
également de transposer la directive BSS qui distingue trois niveaux d’actes réglementaires.
L’enregistrement est associé à la procédure moins formelle et, contrairement à l’autorisation,
l’objet de l’enregistrement n’est pas la définition des conditions de l’activité exercée. La
disposition définit les activités soumises à enregistrement. Il s’agit uniquement des activités
dans le domaine de l’utilisation des rayonnements ionisants qui présentent moins de risques
pour la santé humaine et l’environnement. Plus précisément, il s’agit de l’utilisation de
certaines sources de rayonnements ionisants, généralement très répandues répondant aux
critères techniques uniformes et présentant un niveau élevé de sécurité, de l’importation, de
l’exportation et de la distribution des générateurs de rayonnement produisant des
rayonnements ionisants seulement après une mise en marche délibérée, le risque provenant
des activités enregistrées est donc relativement faible.
La mise en place de l’enregistrement se traduira notamment par une réduction de la charge
administrative pour plusieurs milliers d’utilisateurs desdites sources de rayonnement. Les
utilisateurs ont souvent répondu aux exigences de sécurité visant les personnes chargées de
superviser ou les personnes ayant la responsabilité directe de la radioprotection en concluant
un contrat - ce qui n’est pas souhaitable pour la radioprotection et ce qui entraîne aussi des
coûts supplémentaires pour lesdits utilisateurs (l’économie est estimée à plusieurs milliers de
- 219 -
couronnes tchèques par an pour un utilisateur - totalisant des millions de couronnes tchèques).
D’autre part, cela entraînera également une économie de ressources de l’ONSN qui seront
utilisées plus efficacement dans le domaine des sources importantes de rayonnement associées
à un degré de risque plus élevé.
Sur le plan formel, l’enregistrement est une décision délivrée lors d’une procédure
administrative avec une forme particulière de la décision (formulaire figurant à l’annexe de la
loi nucléaire, voir ci-dessous).
Concernant l’article 11:
La notification est le mode le moins restrictif et le moins formalisé de la réglementation des
activités dans les utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants.
La loi ne prévoit la notification que pour les activités les moins risquées qui devraient
cependant être exécutées dans les conditions fixées par la loi. Par conséquent, l’État renonce
dans ce cas à la délivrance d’un acte administratif qui pourrait éventuellement restreindre
l’exercice d’une activité ou de la proscrire complètement, mais se limite seulement à prendre
acte des activités effectuées. La notification est cependant nécessaire pour permettre à
l’autorité compétente de l’État d’obtenir des informations sur les activités exercées en vue
d’effectuer des contrôles. Cette forme de réglementation des activités est également envisagée
par la directive BSS.
La sphère des activités notifiées est restreinte aux activités peu importantes, à savoir
l’utilisation des sources de rayonnements ionisants mineurs et la mise en œuvre des transferts
internationaux de matériels nucléaires au sein de l’UE. Ces activités ont un impact limité sur
l’intérêt juridiquement protégé et sont régies par d’autres formes d’administration publique
(par exemple, mise en œuvre de l’approbation de type des sources de rayonnements ionisants
utilisées). Cependant, le maintien d’un moyen sûr de contrôle souverain de leur exécution
demeure indispensable. En outre, une exemption à la notification est établie pour l’utilisation
de petites sources de rayonnements ionisants en vue de l’exposition à des fins d’imagerie non
médicale, par exemple, les scanners de sécurité (rayons X) soumis à autorisation, car leur
usage touche potentiellement une partie importante de la population (à pleine capacité de
l’aéroport Václav Havel de Prague-Ruzyně, cela concernerait 10 millions de personnes par
an). Le transfert de matériels nucléaires au sein de l’UE n’est ni une importation ni une
exportation, ce qui correspond à la législation Euratom. Afin d’éviter la création d’obstacles
dans le marché commun, seule l’obligation de notification est conservée (contrairement à
l’importation en provenance des pays tiers ou à l’exportation vers les pays tiers qui nécessite
l’approbation de l’Office).
Concernant les articles 12 à 14:
La disposition établit les exigences pour les demandeurs d’autorisation et d’enregistrement.
L’ensemble des exigences et la conception de la réglementation sont fondés sur la législation
existante appliquée avec succès et éprouvée depuis de nombreuses années. Les exigences ne
s’écartent pas non plus des usages en droit tchèque dans ce domaine et des règles similaires
peuvent également être trouvées dans d’autres lois. Le but desdites exigences est d’assurer un
exercice correct et légal des activités réglementées ou enregistrées. Un tel exercice ne peut
être assuré que par des personnes possédant certaines caractéristiques, notamment, la capacité
juridique, l’honorabilité et la compétence professionnelle. L’absence d’une de ces
caractéristiques pourrait conduire à une menace des intérêts protégés par la loi nucléaire.
- 220 -
L’honorabilité est définie par la loi nucléaire d’une manière spécifique par rapport à l’activité
réglementée ou enregistrée. L’on peut considérer qu’une personne reconnue légalement
coupable d’une infraction liée à l’activité réglementée ou enregistrée est plus susceptible de
répéter un comportement potentiellement risqué. Aux fins d’empêcher toute menace de
l’intérêt protégé par la loi nucléaire, aucune autorisation ni aucun enregistrement ne sont
accordés à ladite personne, non pas comme une forme de sanction, mais comme un moyen de
protection contre les effets négatifs de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants. La
loi nucléaire réglemente d’une nouvelle manière également l’honorabilité des personnes
morales (en utilisant le terme neutre de «personne»). En outre, la loi réglemente la question de
la preuve d’honorabilité, et ce, d’une manière systématique similaire à d’autres
réglementations. Sur la base de l’extrait du casier judiciaire, l’ONSN évalue cette question de
manière objective, au vu des éléments factuels des différentes infractions et leur relation aux
activités réglementées, toujours dans le cadre de la procédure administrative en vue de l’octroi de
l’autorisation. Le cas échéant, l’ONSN utilise les instruments qui lui sont proposés par la loi
nº 500/2004 du JO, code administratif, et réclame au demandeur ou à d’autres autorités publiques,
des informations supplémentaires comme preuves à l’appui de l’honorabilité du demandeur.
Le candidat sera jaugé notamment sur son comportement et les conséquences de celui-ci. La
relation entre les éléments d’infraction et les activités réglementées sera évaluée aux fins de
déterminer si le comportement ou les conséquences de celui-ci sont en substance compatibles
avec la conduite formant la base d’une activité réglementée et ses conséquences potentielles.
Ladite évaluation a pour objectif d’exclure la possibilité d’exercer les activités réglementées
de manière incorrecte ou illégale, ce qui pourrait conduire à une menace pour la santé
humaine et la vie. Dans la pratique, il s’agira par exemple de cas d’une personne ayant causé
un préjudice de santé par négligence lors d’une manipulation d’une source de rayonnement
ionisant. Si ladite personne demandait ensuite l’autorisation de gestion d’une source de
rayonnement ionisant, l’on peut supposer que son activité légalement autorisée serait entachée
par un risque de récidive par négligence et d’un autre préjudice. Les deux types de
comportements sont objectivement liés, et aux fins de protéger la santé publique et l’ordre
public, il est nécessaire de prendre en compte les infractions antérieures du demandeur.
L’honorabilité est également entachée en cas d’infraction plus grave, punie par une peine
d’emprisonnement supérieure à trois ans. L’exigence d’un certain niveau de confiance et de
fiabilité qui doit être imposée aux personnes ayant des activités dans le domaine de l’énergie
nucléaire et des rayonnements ionisants joue également son rôle. Il peut être considéré que
non seulement les personnes ayant commis une infraction relative aux activités réglementées
ou enregistrées représentent un risque pour l’exercice de la future activité. Les personnes
ayant commis une infraction grave peuvent avec une forte probabilité pâtir d’un niveau
inférieur de fiabilité et être de ce fait une source potentielle de futures violations des
obligations du titulaire de l’autorisation ou de la personne enregistrée.
La dernière condition de l’octroi de l’autorisation et de l’enregistrement est la compétence
professionnelle. Une personne qui doit être titulaire d’autorisation et enregistrée ou membre
d’un organe statutaire, exerce une activité réglementée ou affecte de manière significative son
exercice et donc a un impact direct sur la sûreté et la sécurité. Comme il s’agit toujours d’une
activité professionnellement exigeante dont l’exercice est conditionné par une quantité de
connaissances préalables, l’on peut considérer que même l’encadrement devrait avoir
certaines connaissances et l’expérience pratique, dans l’intérêt de l’exercice correct et légal de
l’activité. La loi nucléaire adopte une approche différente de l’expertise et de l’expérience des
- 221 -
personnes censées devenir titulaires d’autorisations ou enregistrées ou de leurs organes
statutaires (membres desdits organes), selon le type d’activité.
Les exigences les plus strictes sont établies pour les activités liées à l’utilisation de l’énergie
nucléaire, donc les activités potentiellement les plus dangereuses et les plus complexes du
point de vue de l’expertise. Dans ce cas, un diplôme d’enseignement supérieur dans les
domaines scientifiques et techniques et une expérience de trois ans sont considérés comme
une compétence professionnelle suffisante. La loi prévoit des exigences de formation moins
strictes pour les autres activités radiologiques, les prestations de services importants pour la
radioprotection et pour certaines activités moins dangereuses liées à l’utilisation de l’énergie
nucléaire. Dans leur cas, pour exercer l’activité, il suffit d’avoir un diplôme d’enseignement
secondaire avec baccalauréat ou d’enseignement secondaire professionnel sanctionné par
l’obtention d’un certificat d’apprentissage et trois ans d’expérience. Les deux possibilités sont
donc adéquates. Une expérience de trois ans est considérée comme suffisante pour qu’une
personne acquière assez de pratique concernant divers aspects de l’entreprise. En cas
d’activités radiologiques liées au diagnostic médical lors des soins de santé par les dentistes,
l’expérience pratique n’est pas exigée, car elle n’est pas non plus requise pour les propres
soins prodigués par les dentistes. L’exigence de la pratique professionnelle rendrait
pratiquement impossible l’exercice de la profession de dentiste, car la radiologie est une partie
intégrante des services de santé fournis par ceux-ci.
La compétence professionnelle n’est pas requise en cas d’activité de formation
professionnelle et de formation continue du personnel dit sélectionné et en cas de préparation
de la personne physique responsable de la radioprotection. De la nature desdites activités (de
leur objet), il ressort clairement que seule une personne ayant certaines connaissances et
compétences spécifiques est capable de les exercer, donc il est redondant d’énoncer
explicitement une telle exigence dans la loi et d’accroître ainsi le fardeau administratif des
demandeurs d’autorisation potentiels.
Ensuite, la disposition régit, de manière habituelle, la question de la reconnaissance des
qualifications professionnelles acquises dans un autre État membre de l’UE et les exigences
en matière de justification d’autre formation acquise à l’étranger. À cet égard, la loi nucléaire
ne s’écarte pas des principes prévus par d’autres textes législatifs en République tchèque. Les
documents étrangers doivent être dûment homologués afin d’établir leur pertinence et leur
authenticité et que l’ONSN puisse apprécier si la qualification professionnelle est appropriée.
Concernant les articles 15 à 17:
Les dispositions des articles 15 à 17 énoncent les règles relatives aux demandes d’autorisation
et d’enregistrement et à la notification de l’activité à l’ONSN. La conception de la
réglementation est conforme aux règles générales administratives prévues pour le dépôt de
demande en vertu de la loi nº 500/2004 du JO, code administratif, de manière à viser
uniquement les spécificités indispensables exigées par la nature formelle des actes
réglementaires ou la nature matérielle des activités réglementées. La réglementation générale
est donc applicable aux autres aspects.
En cas de demande d’octroi de l’autorisation, la définition précise des activités prévues est
requise, constituant le principe de base pour l’évaluation de l’admissibilité de la demande et la
détermination pertinente des conditions d’exercice de l’activité. L’attribution d’un numéro
d’enregistrement aux titulaires d’autorisation est également une des formalités de la demande
d’autorisation permettant à l’autorité compétente de gérer correctement ses activités
administratives (notamment, la gestion des listes et des registres). En outre, le numéro
- 222 -
personnel d’identité attribué à la naissance est un moyen unique d’identification des
personnes, nécessaire à l’administration centrale efficace du domaine. L’expérience passée
montre clairement que même la combinaison du nom, de la date de naissance et du lieu de
résidence n’est pas qualifiée pour fournir un moyen suffisant d’identification d’une personne
spécifique. Le numéro personnel d’identité, avec le nom de famille de naissance et la
commune et le district de naissance constituent également les données indispensables pour
obtenir un extrait du casier judiciaire en ligne par un accès à distance directement par l’ONSN
sans lequel il serait impossible de vérifier l’honorabilité d’une personne en particulier. Ces
informations servent également d’identifiant élémentaire lors de l’extraction des informations
sur les personnes depuis les registres de base et sans elles, aucun accès n’est possible à
d’autres renseignements nécessaires à l’administration centrale du domaine. La demande doit
ensuite être accompagnée des documents attestant la satisfaction aux exigences imposées au
titulaire d’autorisation et aux activités exercées. Il s’agit non seulement des exigences de
qualification énoncées dans les dispositions précitées, mais aussi de la documentation
technique requise pour la bonne exécution de l’activité (voir ci-dessous), des justificatifs
d’assurance de responsabilité civile en matière de dommages nucléaires, etc. Les documents
similaires sont requis même pour une demande d’enregistrement de l’activité.
Les auteurs de la loi nucléaire jugent approprié que l’enregistrement s’effectue sous la forme
la plus simple pour les demandeurs, car l’objet de l’enregistrement porte sur les activités très
répandues où la protection de l’intérêt public est en grande partie basée sur le respect des
prérequis techniques et non des prérequis spécifiques. De ce fait, les exigences relatives aux
personnes enregistrées sont moins lourdes. La demande d’enregistrement doit donc être faite
sur un formulaire uniformisé dont le remplissage et le dépôt devraient être faciles à mettre en
œuvre, même pour les personnes qui ne communiquent pas avec l’administration publique sur
une base quotidienne. Le modèle de formulaire d’enregistrement faisant office de demande au
sens de la loi nº 500/2004 du JO, code administratif, et de la décision d’enregistrement après
la confirmation par l’ONSN, figure à l’annexe de la loi nucléaire. Le dépôt de formulaire par
voie électronique est également envisagé.
La notification est l’acte le moins exigeant formellement et se limite essentiellement à
l’information sur les activités exercées (et ne comprend pas en général d’éléments ou de
documents supplémentaires). Toutes les informations requises sont toutefois nécessaires en
vue d’évaluer si cette forme de régulation est convenable ou aux fins de déterminer les risques
potentiels liés à l’activité notifiée, servant ensuite à l’autorité administrative pour cibler ses
activités de contrôle. De même, l’obligation de notification du transfert de matériel nucléaire au
moins 30 jours avant le début prévu des opérations énoncée au paragraphe 3 de l’article 17 est
destinée à la mise en œuvre efficace du contrôle par l’ONSN qui doit disposer des informations
nécessaires en temps utile pour évaluer la gravité et le risque de l’activité. La notification n’est pas
une décision relative aux droits et obligations des personnes exécutant des activités spécifiées, car
le sujet est habilité à l’exercer s’il satisfait aux conditions légales, c’est-à-dire, sans intervention de
l’administration publique. En cas de notification conforme, la loi nucléaire ne prévoit aucune
émission d’acte par l’office; seulement au cas où la notification n’est pas conforme aux
prescriptions ou aux autres conditions prévues par la loi, l’ONSN, en vertu de la loi nº 500/2004
du JO, code administratif, invite le notifiant à rectifier les irrégularités du dépôt.
Concernant l’article 18:
La disposition fixe la procédure de délivrance des autorisations. Il s’agit donc des normes de
nature procédurale, spécifiques à l’égard du régime général visé à la loi nº 500/2004 du JO,
- 223 -
code administratif. Le paragraphe 1 établit l’exception essentielle par rapport au régime
général visant à limiter la participation à la procédure uniquement au demandeur
d’autorisation. L’objet strictement spécifié de la procédure administrative en cas d’activités
dans les utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants, donné par
la complexité technique et professionnelle des opérations effectuées, exclut, par définition,
l’intervention dans la sphère des droits et obligations d’autres personnes que le demandeur
d’autorisation. L’objet de la procédure concerne donc exclusivement l’autorisation spécifique
du demandeur d’autorisation en vue d’exercer une activité donnée, et nullement des intérêts
d’autres personnes, même pas, par exemple, les exploitants des installations voisines de même
nature. Toute action éventuelle ciblant les droits et obligations des autres sujets se déroule sur
le plan des procédures associées, par exemple, procédure en vertu de la loi sur le bâtiment, de
loi sur l’eau, de la loi nº 114/1992 du JO sur la protection de la nature et du paysage ou de la
loi sur l’évaluation des impacts sur l’environnement dans lesquelles l’intervention des parties
prenantes est entièrement appropriée, acceptée et bien accueillie. Par conséquent, la
participation est limitée au demandeur d’autorisation. En raison de la nature éminemment
technique de toute la procédure, il est également probable que seule l’entité ayant l’intention
d’exercer l’activité réglementée sera en mesure de coopérer de manière professionnelle
pertinente avec l’administration centrale en préservant l’intérêt public. Bien que cet aspect ne
doive pas être considéré comme décisif, l’impact sur l’économie de la procédure et la
modération de celle-ci justifient la régulation spéciale de la participation. Dans cette partie du
droit administratif, les règles spéciales relatives à la participation relèvent d’ailleurs d’un
concept traditionnel et dans le passé, la jurisprudence des tribunaux généraux, ainsi que de la
de la Cour constitutionnelle, a affirmé que cette approche du législateur est légitime et
conforme du point de vue légal et constitutionnel (voir, par exemple, la décision de la Cour
constitutionnelle 2 As 9/2011 - 154, IV. ÚS 1791/07).
Le paragraphe 2 de la disposition limite le délai de délivrance de la décision. Les différences
par rapport au régime général visé à la loi nº 500/2004 du JO, code administratif, sont requises
par la complexité de l’objet matériel de la procédure. Tous les types de procédures dans le
domaine sont très exigeants eu égard à l’évaluation professionnelle et il est pratiquement
impossible, avec des ressources financières, humaines et techniques limitées de
l’administration publique, de statuer dans le délai prévu en général pour toutes les procédures
administratives (à savoir, sans délai ou dans les 30 jours). Par exemple, la construction d’une
installation nucléaire ou d’un lieu de travail de catégorie IV qui n’est pas une installation
nucléaire est une question extrêmement complexe techniquement dont la préparation et la
mise en œuvre requiert des années, voire des décennies. La simple préparation des documents
pour la mise en œuvre d’un tel projet d’investissement occupe dans les entités réglementées
des dizaines de milliers d’heures-personnes par an (c’est-à-dire, plusieurs dizaines de
spécialistes sont employés à plein temps exclusivement à cette fin). Bien que l’évaluation
officielle des informations indispensables pour délivrer le permis d’un tel projet d’investissement
n’exige pas des ressources humaines de la même importance, il s’agit cependant d’une procédure
dont l’ampleur est tout à fait unique et qui occupe de manière intense le nombre relativement
restreint de spécialistes dans ce domaine en République tchèque pendant plusieurs mois. Même en
faisant appel à la sous-traitance des compétences professionnelles, il n’est pas possible d’évaluer
tous les aspects d’une activité réglementée en moins d’un an. Si le délai fixé est plus court, les
aspects de sécurité ne peuvent pas être évalués d’une manière pertinente, ce qui pourrait avoir un
impact majeur sur la protection de la santé humaine et de l’environnement, mais aussi sur les
intérêts économiques stratégiques de la République tchèque.
- 224 -
Des difficultés techniques similaires touchent par la suite également les procédures
administratives relatives aux activités réglementées moins complexes gérées par l’ONSN (par
exemple le reliquat de la liste à l’article 18, paragraphe 3, y compris le délai spécifique
résiduel dans le dernier alinéa). Par conséquent, sauf les délais exceptionnellement longs d’un
an ou plus pour les activités avec le plus grand impact potentiel sur la sûreté, un délai général
de 90 jours est fixé pour toutes les autres procédures. Bien que traditionnellement l’ONCS
s’efforce de rendre la décision le plus rapidement possible afin de ne pas charger inutilement
le demandeur d’autorisation, même les activités potentiellement les moins dangereuses
nécessitent un examen professionnel complet (il s’agit notamment du dossier requis pour
accompagner la demande d’autorisation dont la définition plus précise figure à l’annexe de la
loi nucléaire). L’expérience de l’application de la loi nº 18/1997 du JO indique que dans la
plupart des cas, ladite évaluation professionnelle ne peut pas être accomplie dans un délai de
60 jours. Si l’on optait pour les délais standard visés au code administratif, l’ONSN devrait
probablement interrompre systématiquement les procédures administratives, ce qui signifierait
une augmentation des charges bureaucratiques et administratives.
Par rapport à la législation existante, la complexité des travaux croît en raison du progrès
technique qui impose des exigences beaucoup plus élevées au demandeur d’autorisation, mais
aussi à l’autorité administrative chargée de la procédure administrative concernée. Les délais
fixés par la loi actuelle nº 18/1997 du JO sont fondés sur la technologie d’il y a 15 ans et ont
été utilisés dans les cas d’un petit nombre d’installations nucléaires lors des procédures ayant
eu lieu il y a 15-10 ans. Les exigences techniques relatives aux installations nucléaires (leur
implantation et construction, ainsi que leurs essais et exploitation) sont actuellement beaucoup
plus élevées et l’expérience actuelle de la procédure administrative de délivrance de
l’autorisation pour l’implantation de la nouvelle centrale nucléaire de Temelín révèle que sans
de très longues périodes d’interruption délibérée de la procédure, il est impossible de tenir le
délai fixé pour rendre la décision en vertu de la loi nº 18/1997 du JO. Dans la situation
juridique actuelle, l’ONSN a conduit la procédure d’autorisation administrative visant
l’implantation de ces nouvelles installations nucléaires ouverte le 30 novembre 2012 jusqu’au
22 octobre 2014. La même situation compliquée se produit également dans d’autres phases du
cycle de vie d’une installation nucléaire et dans d’autres types de procédures. Il n’est donc pas
possible de continuer à appliquer les délais actuels prévus par la loi nº 18/1997 du JO, car ils
ne sont plus adaptés à la pratique.
Le paragraphe 3 met la loi nucléaire en conformité avec la loi sur la libre prestation de
services et il légalise la procédure d’octroi de l’autorisation motivée par l’expiration
infructueuse du délai en cas d’activités considérées comme des services au sens de la présente
loi. C’est un concept commun qui se trouve dans toutes les lois du système juridique tchèque
relatives à la prestation de services.
Le dernier paragraphe clarifie la relation de la loi nucléaire et les procédures lancées en son
application en vertu de la loi nº 100/2001 du JO sur l’évaluation d’impact environnemental et
portant modification de certaines lois connexes (loi sur l’évaluation d’impact
environnemental). Aux fins d’éviter toute confusion sur l’utilisation du processus d’EIE dans
les procédures en vertu de la loi nucléaire, il est nécessaire de préciser la nature législative des
procédures en vertu de ladite loi. Ces procédures, même si elles sont indépendantes des autres
processus d’autres administrations, ne sont qu’une partie d’un ensemble plus grand de
procédures nécessaires pour l’agrément de l’autorité aux fins de l’exercice de l’activité
donnée. Un rôle essentiel revient notamment aux procédures en vertu de la loi nº 183/2006 du
JO relative à l’aménagement du territoire et à la réglementation du bâtiment (loi sur le
- 225 -
bâtiment) et à leurs finalités - la décision sur l’implantation de la construction et le permis de
construire. L’autorisation en vertu de la loi nucléaire est un type d’acte spécifiquement
professionnel qui est certes imprescriptible, mais en matière d’impact de l’ouvrage sur
l’environnement, elle représente seulement une sphère d’intérêts étroitement limitée. Aux fins
de pouvoir évaluer l’impact du projet sur l’environnement dans son ensemble, il est nécessaire
de lui prêter attention sur un plan plus général, et ce, avant la mise en œuvre effective du
projet, donc déjà avant l’implantation. Dans les phases ultérieures du cycle de vie du projet
que la loi nucléaire lie également aux autorisations (construction, mise en service,
exploitation, déclassement), de fait, il n’est plus possible d’évaluer efficacement l’impact de
l’ensemble du projet sur l’environnement, car l’autorité administrative n’évalue que des
aspects partiels des activités spécifiques, et pas du tout le projet (construction, installation)
dans son ensemble. Pour ces raisons, l’EIE devrait être réalisée au moment où il est encore
possible d’orienter le processus de la mise en œuvre du projet de manière pertinente en ce qui
concerne son impact environnemental, c’est-à-dire, lors de la phase qui précède
l’implantation, et ce, par des procédures permettant d’appréhender le projet dans son
ensemble, donc les procédures en vertu de la loi sur le bâtiment. La loi nucléaire, dans le
prolongement de ce concept, établit la procédure de délivrance de l’autorisation pour
l’implantation d’une installation nucléaire comme une procédure subséquente, avec des
conséquences correspondantes. A contrario (mais en conformité avec les motifs précités),
aucune autre procédure de délivrance de l’autorisation en vertu de la loi nucléaire n’est
soumise au processus d’EIE.
Concernant l’article 19:
La disposition régit les questions relatives à l’enregistrement. Le côté formel de
l’enregistrement, sur la base du formulaire prévu à cet effet, se traduit aussi dans les actes de
procédure de l’ONSN. Au lieu de rendre la décision habituelle concernant l’enregistrement
qui découlerait de la loi nº 500/2004 du JO, code administratif, la loi nucléaire propose de
certifier officiellement le formulaire soumis et de le renvoyer à la personne enregistrée. De
cette façon, le processus sera délesté de la paperasserie inutile et du fardeau administratif.
L’Office rend uniquement une décision négative lorsque le demandeur d’enregistrement ne
satisfait pas aux exigences prévues par la loi (c’est-à-dire, qu’il appliquera la loi nº 500/2004
du JO, code administratif). Dans ce cas, la décision formelle semble la seule façon d’établir de
manière sûre les droits et obligations de la personne enregistrée.
Concernant l’article 20:
Les conditions de forme visant la décision d’octroi de l’autorisation diffèrent du régime
général uniquement dans les aspects fixés par la loi. Les conditions pour la mise en œuvre et
l’arrêt des activités réglementées représentent une formalité importante concernant le contenu
de la décision (conformément à l’article 68, paragraphe 2, de la loi nº 500/2004 du JO, code
administratif). Lesdites conditions sont nécessaires pour assurer que les exigences générales
de la loi soient adaptées à la situation spécifique des activités réglementées. Le besoin de
protection de l’intérêt public requiert souvent la mise en place de conditions plus spécifiques,
mais toujours dans le cadre des exigences légales.
Pour certains types d’autorisations, la loi nucléaire prévoit également une durée de validité
limitée (ce qui constitue, entre autres, un des éléments de la décision d’octroi de
l’autorisation). La limitation de la durée de validité est justifiée par la nécessité de réexaminer
dans toute son étendue la capacité de la personne concernée de continuer à exercer l’activité
- 226 -
réglementée en toute sécurité. En effet, l’on peut supposer qu’au fil du temps, les conditions
matérielles de l’exploitation changent de manière significative (avec une intensité différente
pour chaque activité), il est donc nécessaire de rendre une nouvelle décision relative à la
capacité du sujet à satisfaire aux exigences législatives. Le principe de précaution cependant
commande de ne pas se fier à la modalité de révocation de l’autorisation pour non-respect des
exigences légales (voir ci-dessous), mais plutôt de limiter la durée de validité de la décision.
Pour certains types d’activité, la durée de validité limitée de l’autorisation est un outil pour
obtenir la mise en œuvre en temps opportun des activités par le titulaire d’autorisation, et
donc de ne pas accroître les risques potentiels découlant desdites activités. Cependant, en
règle générale, la durée de validité des autorisations est illimitée.
Concernant les articles 21 et 22:
L’article 21 régit de manière exhaustive les conditions de la nouvelle décision d’octroi de
l’autorisation, de révocation et d’expiration de l’autorisation. La nouvelle décision de l’ONSN
qui remplace la précédente (matériellement, il s’agit de la modification des agréments et des
obligations existants) est une option, en tenant toujours compte de la situation spécifique dans
la réalisation des activités réglementées. D’un point de vue procédural, en cas de nouvelle
décision, sont appliquées les dispositions pertinentes de la loi nº 500/2004 du JO, code
administratif ou les articles 101 et 102 de la présente loi. Le but de la nouvelle décision ne
vise pas à corriger les erreurs de la décision initiale, mais il constitue une réponse
proportionnée à la nouvelle situation factuelle (changement des circonstances dans lesquelles
la décision initiale a été rendue). La délivrance d’une nouvelle autorisation avec les conditions
modifiées (ou avec l’étendue modifiée), annule en droit la décision initiale (paragraphe 2), en
raison d’une plus grande sécurité juridique du destinataire des deux décisions. Les droits et
obligations du destinataire seront établis d’une façon totalement nouvelle, sans qu’il soit
surchargé par la nécessité de comparer la décision initiale avec la nouvelle.
La première des considérations auxquelles la loi nucléaire assujettit une nouvelle décision est
la demande motivée du titulaire de l’autorisation. Il ne s’agit donc pas d’un motif au sens
strict, mais plutôt une façon d’introduire une procédure visant la délivrance d’une nouvelle
décision. Les motifs mêmes de la demande d’une nouvelle décision peuvent être nombreux et
il n’est pas possible de les énumérer légalement, par exemple, modification de l’étendue des
activités exercées en ce qui concerne le nombre ou le type de sources de rayonnements
ionisants gérés, changement du mode de réalisation des activités desdites sources, etc. Si le
titulaire de l’autorisation décide de changer de fait les conditions ou l’étendue des activités
exercées (par exemple, pour des raisons purement économiques), il ne serait pas légitime de lui
demander de satisfaire à toutes les obligations imposées par la loi sur l’exercice de l’activité
réglementée initiale. Le titulaire d’autorisation a donc la possibilité de demander, en fonction de
ses besoins et après réflexion (motivés), une nouvelle décision relative à la chose ayant déjà été
légalement décidée qui se substituerait entièrement à la décision initiale. Si la procédure du
titulaire d’autorisation est conforme en droit, l’ONSN satisfait à une telle demande.
Une autre raison pour rendre une nouvelle décision est la «modification substantielle des faits
ayant motivé l’autorisation initiale». On entend par modification des faits, des changements,
notamment, des conditions d’octroi de l’autorisation (capacité juridique, compétence
professionnelle, honorabilité), mais également les formalités d’octroi contenues dans le
dossier accompagnant la demande d’autorisation. La délivrance d’une nouvelle décision
d’octroi de l’autorisation est dans ces cas particulièrement souhaitable, essentiellement parce
que le changement a pu altérer la capacité de la personne de continuer à exercer l’activité
- 227 -
réglementée dans son étendue initiale et dans sa manière initiale. Cependant, il devrait
toujours s’agir d’un changement substantiel, de nature à porter atteinte à l’intérêt public
protégé, et non pas d’une modification formelle ou n’ayant pas d’impact particulier sur la
sphère réglementée.
Une autre raison pour une nouvelle décision d’octroi de l’autorisation d’office peut être un
changement dans l’exercice de l’activité réglementée qui est essentielle pour la sûreté
nucléaire, la radioprotection, la sécurité technique, la méthode de traitement des matières
nucléaires, la gestion des situations d’urgence radiologique ou la sécurité. Dans ce cas, la
délivrance d’une nouvelle décision se reflétera vraisemblablement dans les conditions de
l’activité réglementée, mais pas uniquement. Malgré l’utilisation d’un concept juridique
vague de «substantiel», il est clair que la modification doit être significative, avec un impact
direct sur la sûreté et la sécurité. Son importance est soumise à l’appréciation de
l’administration, parce que la complexité des activités effectuées ne permet aucune
classification catégorique légale.
L’extinction de l’autorisation n’est aucunement une exception au régime légal habituel, étant
donné qu’outre les causes de l’extinction de plein droit, la révocation d’une autorisation par
l’Office est considérée également comme une modalité d’extinction. La formule «autre façon
prévue par la loi» se réfère ensuite aux concepts régis par d’autres lois, par exemple, de
manière générale, par la loi nº 500/2004 du JO, code administratif.
Aux fins de prévenir les situations où un titulaire d’autorisation ne continuerait plus à exercer
l’activité et par sa négligence, aurait omis d’assurer la protection contre les effets de l’énergie
nucléaire ou des rayonnements ionisants, la loi nucléaire impose au paragraphe 4, l’obligation
de notifier l’arrêt de l’activité à l’ONSN et de demander la révocation de l’autorisation.
La révocation d’office de l’autorisation est liée aux manquements les plus graves dans
l’activité du titulaire d’autorisation qui sont à la limite de la menace de l’intérêt public protégé
par la loi. Dans une telle situation, il n’est pas possible de permettre à une personne
d’augmenter le risque latent inhérent à l’activité exercée et il est nécessaire d’agir de manière
préventive. Eu égard à la gravité de la situation, le caractère facultatif de la procédure
administrative est inacceptable et donc l’ONSN doit révoquer l’autorisation sans aucune
marge d’appréciation. La marge d’appréciation n’est possible que sur le plan de l’évaluation
visant à déterminer la gravité réelle des violations des obligations juridiques que l’autorité
devrait examiner avant même le début de la procédure de révocation d’une autorisation. La loi
nucléaire admet aussi la révocation d’une autorisation à la demande du titulaire, sous réserve
d’assurer la sûreté et la sécurité par l’exploitant actuel de l’activité. Sans cela, la protection contre
les effets négatifs de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants n’est pas assurée et
l’ONSN n’est pas habilité de révoquer l’autorisation - le titulaire est tenu de continuer l’activité au
moins dans une mesure minimale, à savoir, assurer toutes les sûretés et la sécurité dans l’étendue
et de la manière prévues par la loi nucléaire pour les autres titulaires d’autorisation.
En vue de protéger la santé humaine, la vie et l’environnement contre les effets nocifs des
rayonnements ionisants, l’obligation fondamentale énoncée au paragraphe 6 impose aux
titulaires d’autorisation d’arrêter l’activité exercée en toute sécurité ou, en alternative, avec
l’approbation de l’ONSN, de conclure un contrat avec une personne ayant l’intention de
poursuivre l’activité réglementée. La notion d’«arrêt sûr» doit être interprétée de manière à
couvrir tout le cycle de vie de la source de rayonnements ionisants, c’est-à-dire, que la source
doit être confiée à un autre titulaire ou détruite comme un déchet radioactif. D’autres aspects
de l’activité réglementée devraient faire l’objet d’une procédure adéquate. Dans le cas
- 228 -
contraire, il existe un risque, par exemple, d’abandon de la source ou d’une mauvaise
manipulation. Puisqu’il est possible de supposer qu’une personne dont l’autorisation arrive à
extinction, se trouve dans une contrainte financière ou de temps, la loi propose l’alternative de
transférer la responsabilité de l’activité exercée à une autre personne, et ce, avec une
obligation légale de conclure un contrat (avec l’accord de l’ONSN). Dans la pratique, il peut
s’agir d’un contrat commercial courant, par exemple, de vente de la société - en ce sens, la loi
nucléaire ne cherche aucunement à intervenir dans la sphère privée. L’accord de l’ONSN
revêt dans ce cas plutôt un rôle informatif (déclaratoire), bien que la forme utilisée soit prévue
par les règles générales de procédure, car l’activité ne peut être exercée de droit que par le
titulaire de l’autorisation appropriée.
Le paragraphe 7 de l’article régit l’extinction de l’autorisation en raison d’un fait juridique ne
pouvant pas être prédit - le décès ou la disparition du titulaire d’autorisation. L’intérêt à
veiller à la protection de la vie, la santé et l’environnement, et l’effort de prévenir les
conséquences négatives indésirables pour l’économie nationale d’un tel événement conduisent
à deux solutions alternatives - l’obligation d’un arrêt sûr par le successeur légal du titulaire
d’autorisation (héritier, personne morale continuatrice), conformément à la loi nucléaire, ou la
poursuite des opérations par le successeur légal en vertu d’une nouvelle autorisation
(personnelle pour le successeur légal). Étant donné qu’il est souvent plus efficace (et plus sûr)
de ne pas interrompre l’exercice effectif de l’activité, la seconde solution nécessite un
agrément spécial pour poursuivre l’activité même avant la délivrance d’une nouvelle
autorisation au successeur légal. Cet agrément est établi directement par la loi nucléaire, mais
seulement pour une durée limitée et sous réserve du respect de toutes les obligations légales
(comme dans le cas de titulaire d’autorisation commun).
Les exigences énoncées à l’article 21 proviennent partiellement de la transposition de la
directive 2009/71/Euratom et de la directive BSS.
L’article 22 réglemente les conditions de révocation et d’extinction de l’enregistrement
similaires à la révocation et l’extinction de l’autorisation, et ce, pour les mêmes motifs. Par
définition, en cas d’enregistrement, il n’est pas possible d’évoquer une nouvelle décision en
vue d’une modification de l’enregistrement.
Concernant l’article 23:
Aux fins de la loi nucléaire, on entend par documentation pour les activités réglementées, des
documents techniques et d’autre nature spécialisée qui décrivent l’étendue et le mode d’exécution
des activités réglementées, informent les autorités administratives de l’exécution de l’activité en
conformité avec les exigences de la réglementation contraignante de portée générale et détaillent
également d’autres conditions plus spécifiques relatives à l’exercice de l’activité réglementée. En
raison de la nature complexe et très technique des activités réglementées, toutes ses exigences
détaillées ne peuvent pas être établies par la loi ou par des règlements contraignants de portée
générale ou par la décision d’octroi de l’autorisation, et donc la partie les concernant est contenue
dans ladite documentation. La loi impose alors au titulaire d’autorisation une obligation légale
d’agir en accord avec ladite documentation, car elle est le résultat de l’élaboration professionnelle
par le demandeur d’autorisation et de l’évaluation professionnelle subséquente par les autorités
administratives et, en tant que telle, elle est qualifiée à garantir la conformité juridique du
comportement du titulaire. Une documentation similaire à celle visée à la loi nucléaire peut être
trouvée par exemple, dans les documents de construction au sens de la loi sur le bâtiment. Cette
notion est plutôt traditionnelle dans le domaine des utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et
des rayonnements ionisants.
- 229 -
La liste exhaustive de la documentation pour l’activité réglementée est très vaste et son résumé
figure à l’annexe nº 2, de la loi nucléaire. Les détails de la documentation sont réglementés par les
règlements d’application sous la forme des arrêtés de l’ONSN. Les arrêtés fixent les exigences
spécifiques du contenu de la documentation, y compris ses aspects formels.
Étant donné que le but de la documentation est de fixer la base théorique pour l’exercice de
l’activité réglementée, il est nécessaire que la documentation satisfasse aux exigences de
sûreté et de sécurité. Par conséquent, la loi impose l’obligation de conserver les documents
conformes à l’état effectif de l’activité d’exploitation et aux exigences établies par la loi
nucléaire. Un rôle particulier est dévolu aux principes de bonne pratique, une notion
relativement vague du point de vue juridique, mais, étant donné le vaste développement de la
théorie et de la pratique dans le domaine, elle est facile à saisir et définie par un certain
nombre de recommandations internationales (AIEA WENRA, CIPR). Même sans les
dispositions expresses, il peut être déduit que les principes généraux énoncés à l’article 5 de la
loi nucléaire s’appliquent également. La liste visée au paragraphe 4 indique également la
corrélation entre les différents aspects et leur importance pour la documentation - les
exigences les plus élevées sont celles de la loi nucléaire.
Les types les plus importants de la documentation (en matière d’activité exercée et de garantie
des intérêts protégés par la loi) sont soumis en vertu de la loi nucléaire à approbation par voie
de décision de l’ONSN. Contrairement à d’autres documentations, les auteurs ont considéré
que l’approbation de la documentation constitue une atteinte aux droits et obligations du
demandeur d’autorisation dont la protection devrait être maintenue sous forme de procédures
prévues par la loi nº 500/2004 du JO, code administratif (à savoir, procédure administrative
formelle, délivrance de décision, recours ordinaires et extraordinaires). En raison des liens
étroits entre l’activité réglementée et son autorisation, une disposition spécifique à l’égard du
régime général de la participation énonce l’exclusivité de la participation du demandeur
d’approbation de la documentation dans la procédure administrative. Cette démarche suit la
jurisprudence constante des tribunaux généraux et de la Cour constitutionnelle dans le
domaine. La liste des documents soumis à l’approbation figure à l’annexe de la loi nucléaire.
Le paragraphe 5 régit les étapes de la procédure en cas de modification de la documentation
non soumise à l’approbation. L’importance de la documentation pour les activités
réglementées exige que l’ONSN soit informé des modifications prévues afin qu’il puisse les
évaluer de manière pertinente et qualifiée et intervenir en cas de manquement imminent aux
exigences de la réglementation. La loi nucléaire définit ainsi les délais de notification des
modifications de documentation (72 heures en cas de danger dû au retard, soit en cas de
menace grave de l’intérêt protégé) et établit un outil pour orienter les futures modifications de
la documentation de manière à ce qu’elles répondent aux exigences de la législation. Si les
modifications de la documentation ne satisfont pas aux exigences énoncées ci-dessus, la
documentation ne doit pas être appliquée et l’activité doit être exercée conformément à la
documentation existante.
Les modifications de la documentation soumise à l’approbation sont approuvées par l’ONSN
de la même manière que dans le cas de la documentation elle-même. La raison en est à
nouveau l’importance de la documentation pour les droits et obligations du titulaire
d’autorisation et l’intérêt pour sa protection.
Concernant l’article 24:
La disposition fixe les obligations essentielles, identiques pour le titulaire d’autorisation et
pour la personne enregistrée, qui constituent une condition préalable pour la réussite objective
- 230 -
et la conformité légale de l’exercice de leurs activités. Les obligations communes aux
titulaires d’autorisation et aux personnes enregistrées sont systématiquement incluses dans la
section générale de la loi nucléaire, comme les seules en adéquation avec l’objet de la
réglementation. La liste est également basée sur la législation existante et elle est donc
éprouvée par la pratique. Une partie des tâches spécifiées vise à assurer la sûreté nucléaire, la
radioprotection, la sécurité technique, la gestion de la situation d’urgence radiologique et la
sécurité au moyen du suivi de certaines informations et de leur communication aux autorités
administratives ou aux instances d’Euratom. L’objectif partiel des obligations imposées est de
préciser les conditions générales de l’exécution des activités réglementées ou enregistrées,
notamment sous forme d’évaluation des sécurités, de la sûreté et de la conformité aux
exigences techniques ou d’exigences relatives aux qualifications des travailleurs.
L’obligation de notifier les changements importants à l’ONSN devrait contribuer à l’exercice
efficace de l’administration dans ce domaine. Les données relatives aux modifications notifiées
permettront à l’Office d’évaluer si les processus sont réalisés en conformité avec les exigences de
la loi nucléaire et par conséquent, si toutes les sécurités et la sûreté sont garanties.
Un manquement aux exigences prévues par la loi ne conduit pas nécessairement à une menace
directe pour la sûreté nucléaire, la radioprotection, la sécurité technique, la gestion des
situations d’urgence radiologique et la sécurité, mais sa probabilité augmente. Par conséquent,
il est nécessaire de répondre à une telle situation rapidement, de la rectifier, et de la prendre en
compte dans l’exécution de l’activité afin d’éviter sa répétition et une nouvelle menace de
l’intérêt public.
L’évaluation continue des sécurités et de la sûreté dans leur intégralité, en tenant compte des
corrélations, est une condition préalable pour leur garantie. Si leur niveau n’était pas évalué par
l’entité, celle-ci ne serait guère en mesure de déterminer si elle satisfait aux principes essentiels
des utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants conformément à
l’article 5 de la loi nucléaire. Ceci s’applique également à d’autres exigences fixées par la loi. La
disposition vise notamment à souligner le processus d’évaluation, c’est-à-dire, son caractère
systématique (régularité, efficacité, proportionnalité) et globale (étendue, corrélations).
Les activités particulièrement importantes pour la sûreté nucléaire et la radioprotection
(développées plus en détail ci-après) ne peuvent être effectuées que par le personnel dont les
compétences à cet effet ont été vérifiées par l’ONSN, car c’est le seul moyen d’assurer un
niveau adéquat de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. Ces personnes, dites
sélectionnées (la loi nucléaire introduit l’abréviation à l’article 9, paragraphe 6, point a))
doivent avoir non seulement les qualifications prévues, mais également participer à la
formation spécifique complète et de satisfaire à d’autres exigences de qualification - qui
assureront que leurs connaissances de l’activité effectuée et leur expérience acquise
permettront de réduire efficacement la menace découlant de l’activité. Il est donc nécessaire
de veiller à l’exécution de ces activités exclusivement par le personnel sélectionné.
Le respect des conditions techniques et organisationnelles et la propre documentation interne
sont aussi des préalables pour la mise en œuvre des activités en toute sécurité. Il convient
donc d’interpréter le terme «Conditions techniques et organisationnelles» au sens large (dans
l’esprit du principe de la priorité à la sécurité et en respectant les dernières connaissances
scientifiques et techniques), non seulement en tant qu’exigences fixées par la loi nucléaire et
par ses règlements d’application en vue de sa mise en œuvre, mais aussi en tant qu’exigences
habituelles découlant des instruments de nature contraignante et non contraignante du droit
international. L’obligation visée au point e) souligne également le rôle critique de la
- 231 -
documentation interne de la personne qui fait toujours l’objet d’autres activités
administratives, même si elle n’est pas obligatoire avec la demande d’autorisation. Dans la
pratique, ladite documentation reflète, entre autres, les conditions techniques et
organisationnelles susmentionnées visant une exploitation sûre, et donc l’application de ladite
documentation est un préalable de la conformité de l’exploitation.
Dans tout le domaine de l’utilisation de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants, il
existe une quantité d’informations qui doivent être recueillies et évaluées afin d’assurer la
sûreté nucléaire, la radioprotection, la sécurité technique, la gestion des situations d’urgence
radiologique, la sécurité et leur gestion efficace de la part de l’État. Il s’agit, par exemple, du
niveau d’exposition, des grandeurs physiques associées à l’exposition aux rayonnements, des
paramètres techniques des produits importants en matière d’utilisations pacifiques de
l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants, ainsi que des faits plus généraux, par
exemple, des essais de certains systèmes de l’installation nucléaire lors de la mise en service.
Le suivi (évaluation, enregistrement, etc.) desdites données dans toute leur étendue ne peut
pas être confié aux autorités administratives, car celles-ci ne disposent pas d’outils
nécessaires, et notamment, elles ne seraient pas en mesure d’assurer ces activités avec
l’efficacité et la rapidité requises. La loi nucléaire impose donc aux exécutants des activités
réglementées ou enregistrées, la mise en œuvre des opérations d’information liées auxdites
données. Une obligation secondaire concernant leur traitement incombe alors à l’État,
principalement au regard des activités administratives ou de contrôle, voire des sanctions
administratives. Il ne s’agit pas cependant d’une redondance, car le but des activités
d’information et leur déroulement (et les modalités d’utilisation des résultats) sont
complètement différents. La liste des informations, l’étendue et les modalités de la mise en
œuvre des activités d’information doivent, en raison de la complexité de leur nature, être
déterminées par les règlements d’application, dont la délégation législative figure au
paragraphe 2, points a) à c).
Une obligation complémentaire à celles relatives à l’information du titulaire d’autorisation et de la
personne enregistrée est l’exigence pour assurer le dispositif approprié pour leur collecte figurant
au paragraphe 1, point g). De fait, il n’est pas possible d’obtenir des informations utiles autrement
qu’à l’aide des instruments appropriés, cependant, il arrive souvent dans la pratique que les
renseignements fournis à l’administration soient obtenus en utilisant des appareils de mesure
inexacts, obsolètes ou non fonctionnels. Dans les utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et
des rayonnements ionisants, les informations pertinentes sont essentielles, car elles peuvent
affecter le niveau de risque pour la santé humaine ou l’environnement, il est donc nécessaire de
fixer cette obligation exécutoire à cet égard. La définition de l’équipement «convenable» est
ensuite laissée à d’autres lois (notamment, la loi nº 505/1990 du JO sur la métrologie,
L’acceptabilité de l’équipement est cependant déterminée par la nature du matériel et
l’équipement doit correspondre aux activités menées et à la mesurande.
Les obligations d’information précitées sont également liées à l’obligation suivante: tenir des
registres de certaines informations et transmettre les données enregistrées à l’ONSN. Cette
obligation est indispensable pour garantir un aperçu permanent de l’activité exécutée, requis,
entre autres, par le travail administratif de conception à long terme (par exemple, la gestion de
l’exposition globale de la population) et les activités de contrôle. Les registres des sources de
rayonnements ionisants et des matériels nucléaires sont également nécessaires pour les
titulaires d’autorisation, les enregistrés, ainsi que pour l’ONSN, en vue de disposer d’un
récapitulatif des choses enregistrées afin d’empêcher leur détournement. À cet égard, les
dispositions du paragraphe 1, point h) sont une transposition de la directive BSS.
- 232 -
L’obligation commune suivante concerne notamment la manipulation des matières nucléaires.
En vertu de l’article 81 du Traité instituant la communauté européenne de l’énergie atomique,
les États membres sont tenus de veiller à la transmission de certaines informations aux
autorités d’Euratom. Cette disposition transpose les dispositions pertinentes de la législation
Euratom et des traités internationaux. Étant donné que le domaine nécessite des règles plus
précises, qui seraient trop détaillées pour une norme juridique générale telle qu’une loi, la
disposition prévoit donc un arrêté d’application aux fins l’approfondir la réglementation.
La dernière disposition du présent paragraphe instaure l’obligation pour les titulaires
d’autorisation et les personnes enregistrées de fournir un appui aux autorités d’inspection
internationales lors de l’exécution de contrôles internationaux. La disposition adapte le
système juridique tchèque aux normes des traités internationaux, par exemple, le Traité
instituant la communauté européenne de l’énergie atomique et le Traité sur la nonprolifération des armes nucléaires. Étant donné que ce type de contrôle n’entre pas dans le
champ d’application de la loi nº 255/2012 du JO règles de contrôle, mais découle du droit
international, il est nécessaire d’établir ladite obligation par une loi spécifique.
L’obligation visée au point k) nécessite traditionnellement un examen régulier des
autorisations appropriées des personnes exécutant des activités sensibles, conformément à la
loi nº 412/2005 du JO sur la protection des informations classifiées et la compétence de
sécurité. La sphère des activités sensibles aux fins de la loi nucléaire est définie à
l’article 141, paragraphe 2, de la loi nucléaire. L’expérience pratique indique que sans imposer
cette obligation de manière expresse par une loi spécifique, les personnes concernées ne
respectent pas la structure générale de la loi nº 412/2005 du JO et laissent les personnes inéligibles
du point de vue de sécurité effectuer desdites activités. Mais cela pourrait représenter une menace
pour la sécurité et entraîner une manipulation non autorisée des installations nucléaires ou de
matières nucléaires qui pourraient conduire même jusqu’à leur détournement.
Le paragraphe 2 de l’article contient une délégation législative aux fins d’édicter les textes
d’application. Il convient de réglementer les obligations d’une manière plus précise,
notamment dans le domaine des obligations d’informations, de sorte que le destinataire des
normes ne soit pas chargé du recueil et du transfert des renseignements inutiles.
Concernant les articles 25 à 27:
Les dispositions des articles 25-27 fixent les compétences de l’ONSN ou de l’administration
relatives à la tenue des registres dans la présente réglementation. Comme déjà évoqué plus
haut, la tenue des registres est une des hypothèses sous-jacentes de l’exercice effectif de
l’administration publique des utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des
rayonnements ionisants. Sans information suffisante, l’administration publique n’est pas en
mesure d’évaluer la situation, de l’analyser et d’en tirer des conclusions pour orienter la
conduite des personnes indépendantes de l’État, c’est-à-dire, d’exécuter une action en vue de
protéger l’intérêt public. Par conséquent, la loi nucléaire fournit la base juridique pour les
activités de tenue des registres aux fins d’éviter les interventions excessives et coûteuses dans
les droits des sujets administrés. Conformément à la loi nº 89/2012 du JO, code civil, il est
proposé d’utiliser les termes «liste» et «registre» pour souligner la différence entre les
registres des biens et des personnes.
L’étendue des données enregistrées correspond au champ d’application de la loi nucléaire. Il
couvre toutes les personnes et les choses inaliénables qui peuvent affecter le système de sûreté
et de sécurité lors des utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements
ionisants. La loi définit (de manière habituelle) la nature des systèmes d’enregistrement des
- 233 -
informations tenus par l’ONSN et par l’administration au sens de la loi nº 365/2000 du JO sur
les systèmes d’information de l’administration publique et portant modification de certaines
lois, telle que modifiée. Pour la plupart, les systèmes d’information devraient être publics
relevant de l’administration publique conformément à l’article 9 de la loi nº 365/2000 du JO
sur les systèmes d’information de l’administration publique et portant modification de
certaines autres lois, telle que modifié, c’est-à-dire, accessibles au public, à l’exception des
listes qui pourraient conduire au détournement de l’information ou celles qui contiennent les
informations sensibles. Toutefois, dans un souci de transparence et de protection des droits
des personnes concernées, la loi admet, même en cas de listes non publiques, la possibilité de
fournir un extrait, et ce, à une personne qui a fait preuve de l’intérêt légal pour la chose
(éventuellement, dans une forme plus simple, en ligne), mais pas à tout le monde.
La durée de conservation des listes et des registres est fixée par la loi nucléaire en tenant
compte des conséquences à relativement long terme des activités réglementées. Les impacts
possibles des rayonnements ionisants peuvent se manifester seulement après une période
considérablement longue après l’arrêt de l’activité à laquelle les données des registres se
rapportent. La durée de 25 ans après l’arrêt de l’activité apparaît donc comme une estimation
plutôt conservatrice, compte tenu du fait que l’activité elle-même peut être effectuée pendant
un certain nombre de décennies (par exemple, exploitation des centrales nucléaires), les
impacts sur la société humaine et la nécessité de leur gestion persisteront, probablement, voire
certainement, pendant les intervalles de même ordre de durée (en cas de stockage des déchets
radioactifs, il peut s’agir des centaines d’années). Sans l’historique de l’exercice des activités
réglementées contenu justement dans les listes et registres, il serait à l’avenir exclu d’effectuer
une évaluation des activités exercées dans le passé et d’adopter les mesures nécessaires et
efficaces pour éliminer leurs conséquences. Les informations relatives à l’exposition des
travailleurs aux rayonnements ionisants constituent dans ce contexte une catégorie spécifique,
car, aux fins de protéger leur santé, un régime spécial leur est accordé également en vertu de
la directive BSS. Il est donc indispensable (aux fins d’une transposition correcte) de conserver
cette information jusqu’à ce que la personne concernée par les données atteigne l’âge de
75 ans, mais au moins pendant 30 ans après l’arrêt de l’activité au cours de laquelle la
personne a subi l’exposition professionnelle. De nombreuses conséquences sur la santé dues
au travail avec les rayonnements ionisants peuvent en effet se manifester seulement après
l’arrêt d’activité. Pour ces raisons également, la révocation ou la radiation de la liste ou du
registre n’est pas utilisée, bien qu’elle soit courante dans les réglementations relatives aux
registres similaires. Même après l’arrêt de l’activité, l’extinction de l’autorisation concernée,
le décès ou la disparition de la personne pertinente, l’intérêt public de détenir des informations
sur les activités exercées persiste.
Les dispositions réglementent ensuite le droit de l’ONSN de divulguer certaines informations
sur l’Internet. L’objectif de l’opération est d’assurer l’accès à l’information aux
professionnels, à la communauté scientifique et technique et au grand public, en vue du
développement futur dans le domaine et de permettre le contrôle de l’exercice des pouvoirs
publics. Pour éviter les menaces sur la sûreté, la mise à disposition de certaines informations
par ce biais est limitée et non spécifique (le but est d’empêcher l’obtention des informations
concernant la localisation des matières nucléaires utilisables pour construire un dispositif
nucléaire explosif). Dans le même but, la loi nucléaire établit l’obligation de confidentialité
aux employés de l’ONSN et à certaines autres personnes.
- 234 -
Concernant les articles 28 et 29:
Aujourd’hui, il est généralement admis qu’un système de gestion efficace aux fins d’assurer la
sécurité de l’ensemble est absolument crucial. Les dispositions des articles 28 et 29 ont pour
objet d’établir les exigences essentielles pour la conception, la mise en œuvre, l’évaluation et
l’amélioration continue du système de gestion qui intègre toutes les exigences importantes
visant à assurer que toutes les activités de l’organisation prennent dûment en compte la sûreté
nucléaire, la radioprotection, la sécurité technique, la surveillance radiologique, la gestion des
situations d’urgence radiologique et la sécurité. Les articles 28 et 29 comprennent également
la délégation législative aux fins d’édicter un nouvel arrêté qui abrogera l’arrêté actuel
nº 132/2008 du JO sur le système d’assurance qualité lors de l’exécution des activités liées à
l’utilisation de l’énergie nucléaire et des rayonnements nucléaires et d’assurance qualité des
installations classées en fonction de leur classification de sécurité.
Le contenu du texte visé aux articles 28 et 29 est fondé sur le manuel de l’AIEA GS-R-3
«The Management System for Facilities and Activities» de 2006 qui contient des exigences
pour les systèmes de gestion. Le choix du manuel de l’AIEA est principalement motivé par le
fait que sa création est le fruit d’une collaboration des experts dans le domaine des systèmes
de gestion et qu’il est largement reconnu par les professionnels au niveau international.
D’ailleurs, ce document a servi à établir les niveaux de référence WENRA A-C qui doivent
être inclus dans la législation en raison aussi des engagements internationaux de la
République tchèque et qui représentent dans ce domaine une sorte de minimum acceptable.
Ce document a été repris dans une certaine mesure dans l’arrêté existant nº 132/2008 du JO.
Étant donné que le projet de document de l’AIEA GS-R-3 révisé est déjà disponible, il a servi
de modèle pour le classement des exigences relatives au système de gestion.
Les dispositions des articles 28 et 29 utilisent le terme «système de gestion» au lieu de
«assurance qualité». Le terme «système de gestion» reflète et comprend le concept initial de
«contrôle de qualité» (contrôle de la qualité des produits) et son développement progressif
jusqu’à l’assurance qualité (système pour assurer la qualité du produit) et le «management de
la qualité» (système de gestion de la qualité), qui coordonne d’ores et déjà les activités de
planification, de gestion, de sécurité et d’amélioration de la qualité des processus et des
opérations et de leurs résultats. Le système de gestion est un ensemble d’éléments
interdépendants ou interactifs qui établit les politiques et les objectifs et permet une réalisation
sûre, efficace et efficiente desdits objectifs, notamment, l’atteinte d’un niveau de sécurité
adéquat. Toutes les activités doivent être gérées de manière à atteindre ledit objectif. Il s’agit
donc de l’étape suivante du processus évolutif de l’approche de la qualité.
Le contenu de l’article 29 est fondé sur deux concepts clés: que le travail peut être structuré et
interprété comme un ensemble de processus interactifs et que toutes les parties prenantes
contribuent à la réalisation des objectifs de sécurité et de qualité. Les exigences relatives au
système de gestion traitent des sujets qui sont soit directement liés à la sécurité, soit font partie du
cadre de gouvernance sans lequel la sécurité ne peut être ni assurée ni maintenue. Par conséquent,
le système de gestion inclut les sujets tels que la haute direction, la politique de sécurité, la
communication, la culture de sûreté, les exigences relatives aux fournisseurs et d’autres aspects
liés aux efforts visant à renforcer la sécurité (et, par conséquent, la performance).
La disposition de l’article 28, paragraphe 1, précise les personnes qui doivent avoir mis en
place un système de gestion. Ce sont les personnes dont l’activité influe sur le niveau de la
sûreté nucléaire, la radioprotection, la sécurité technique, la gestion des situations d’urgence
radiologique, la surveillance radiologique et la sécurité. Le titulaire d’autorisation concerné
- 235 -
par l’obligation d’avoir le système de gestion mis en place a été déterminé par l’approche
graduée aux fins de traduire l’importance des activités exercées. Cependant, les titulaires
d’autorisation ne peuvent pas être les seules personnes tenues à instaurer le système de
gestion, car un certain nombre d’activités clés dans les utilisations pacifiques de l’énergie
nucléaire et des rayonnements ionisants sont exercées par des personnes n’ayant pas
l’approbation de l’État formulée par acte administratif individuel. Il s’agit, par exemple, des
concepteurs d’installations nucléaires, des fabricants d’installations déterminées ou des
personnes effectuant l’évaluation de sécurité. Ces activités peuvent être réalisées sans
consécration préalable par l’État, mais elles ont un impact majeur sur le système de sécurité et
la sûreté, donc leurs processus et activités devraient être conformes aux critères fixés par la loi
eu égard au système de gestion.
Le paragraphe 2 est une disposition spéciale relative à l’exigence générale visant à appliquer
l’approche graduée. En matière de systèmes de gestion, il n’est pas possible de calquer les
aspects généraux tels quels, car ils pourraient causer un manque de différenciation des
niveaux distincts de mise en œuvre du système de gestion. Dans de nombreux cas, il n’est pas
vraiment approprié d’exiger une forme de système de gestion identique, puisque le niveau de
risque des différentes activités varie considérablement. Cependant, il n’est pas possible de
distinguer de manière explicite et normative les exigences visant les systèmes de gestion d’un
hôpital de ceux d’une centrale nucléaire. En vue de créer un système de gestion correct, il
convient de déterminer plus spécifiquement les aspects auxquels ledit système devrait se
conformer. En général, nous pouvons constater que lesdits aspects devraient être trois - la
complexité des processus et des activités, les conséquences potentielles des activités réalisées
et les ressources pour les processus et les activités.
La disposition de l’article 28, paragraphe 3, définit les exigences du système de gestion: sa
documentation, la gestion et la mise en œuvre des processus et des activités, les droits et
obligations des travailleurs (y compris leurs relations mutuelles), la planification de
l’approvisionnement et de l’amélioration, l’évaluation de l’efficacité du système de gestion, et
l’intégration et la conformité de toutes les exigences pertinentes.
La disposition de l’article 28, paragraphe 4, établit les éléments essentiels de tout système de
gestion, c’est-à-dire, les mesures pour prévenir et détecter toute anomalie. En cas de
défaillance au cours de l’activité, ladite défaillance indique un défaut du système de gestion,
car le but de celui-ci est, entre autres, la détection précoce de toutes défaillances de l’activité
et la prévention de ces défaillances. Le système de gestion des défaillances peut alors être
considéré comme un moyen de préserver le système de gestion fonctionnel et par rapport à
celui-ci, la mise en œuvre sans faille, c’est-à-dire, sûre, de l’activité dans les utilisations
pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants. L’application pratique de la
gestion des défaillances sera étroitement liée à l’utilisation d’un système de rétroaction ou la
gestion des défaillances peut être considérée comme un aspect procédural de la rétroaction
utilisant ses propres expériences.
La disposition de l’article 28, paragraphe 5, complète l’obligation du titulaire d’autorisation
qui doit avoir un système de gestion, d’assurer et d’exploiter les ressources suffisantes
nécessaires au système de gestion «fonctionnel» dans la pratique. Ces ressources sont
humaines, techniques, matérielles et financières.
Conformément au paragraphe 6, la personne mettant en œuvre le système de gestion est tenue
de veiller à son amélioration continue. Il s’agit d’un des principes essentiels d’assurance de la
qualité des activités et de leurs résultats, qui, malgré sa nature normative difficile à saisir,
- 236 -
constitue la condition sine qua non pour le bon fonctionnement du système de gestion. Il peut
être considéré comme complémentaire à la gestion des défaillances qui agit à titre préventif.
Même dans ce cas, il est dans l’intérêt du développement durable que les possibilités
identifiées aux fins d’améliorer le système de gestion soient après leur mise en œuvre
réexaminées concernant leur efficacité et efficience.
La disposition de l’article 29, paragraphes 1 à 5, énonce les obligations de la personne mettant
en place le système de gestion par rapport aux personnes qui lui fournissent certaines entrées
dans les processus et activités, notamment les produits et services. La qualité de ces produits
et services est la condition préalable d’un fonctionnement correct du système de gestion et,
finalement, de l’exercice sûr des activités touchant les utilisations pacifiques de l’énergie
nucléaire et des rayonnements ionisants. Les auteurs sont conscients des besoins de la
libéralisation du marché aussi dans la sphère couverte par la loi nucléaire, et donc ils
n’imposent pas les exigences directes relatives aux systèmes de gestions des fournisseurs (tout
comme ne le font pas les textes internationaux qui sont à la base de ce projet de loi), et leur
laissent le choix dans une large gamme existante des systèmes de gestion commercialisés
(ISO:9001, ASME). En même temps, cependant, l’on ne peut pas négliger l’hypothèse
générale que la qualité des processus et activités et des produits et services du fournisseur qui
constituent des entrées dans les processus et les activités des personnes en vertu de l’article 28,
paragraphe 1, doit être élevée afin de ne pas nuire au système de sûreté et de sécurité.
En vue d’assurer efficacement le respect des caractéristiques du fournisseur précitées et des
matériels fournis par celui-ci, la loi nucléaire complète l’outil d’évaluation obligatoire du
système de gestion du fournisseur par la personne prévue à l’article 28, paragraphe 1.
L’évaluation devrait révéler si le système de gestion du fournisseur remplit les obligations qui
lui sont imposées, contribuant ainsi efficacement à la qualité des activités touchant les
utilisations pacifiques de l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants.
Les relations mutuelles entre la personne visée à l’article 28, paragraphe 1, de la loi nucléaire
et son fournisseur seront fondées sur le droit privé et des accords libres. Aux fins d’assurer le
fonctionnement efficace du système de gestion, il est néanmoins souhaitable d’établir de
manière normative les questions que ces entités devraient régler d’un commun accord. Cette
façon permet de définir au niveau général, la portée minimale dont un système de gestion du
fournisseur doit disposer, et de couvrir ainsi tous les aspects caractéristiques des systèmes de
gestion commerciaux. Les exigences spécifiques sont laissées à la discrétion du fournisseur ou
à son accord avec la personne visée à l’article 28, paragraphe 1, de la loi nucléaire.
Le paragraphe 6 de la loi nucléaire comprend une exigence étroitement liée à la mise en
œuvre correcte des processus et des activités en ce qui concerne les qualifications nécessaires
des personnes physiques les exerçant. Le meilleur système de gestion conçu et opérationnel
n’est pas complet sans le personnel adéquat. Si ce dernier ne dispose pas des compétences
requises, il ne peut pas effectuer les processus et les activités de manière à assurer la sûreté et
la sécurité du système. Les détails à cet égard font l’objet de la législation d’application,
notamment en matière de responsabilités systémiques visant à fixer les exigences de
qualification pour l’acquisition de compétences et leur vérification.
La disposition de l’article 29, paragraphes 7, réglemente les obligations visant à améliorer la
culture de sûreté. L’expérience des graves accidents industriels dans le monde montre que
leur cause importante (sinon majeure) est un faible niveau de culture de sûreté. L’amélioration
continue et l’évaluation régulière de la culture de sûreté en tant qu’outil important de
prévention des urgences radiologiques doit faire partie du système de gestion. Actuellement, il
- 237 -
existe des modèles théoriques de culture de sûreté largement utilisés, y compris la liste des
caractéristiques de culture de sûreté dite solide. L’expérience internationale montre qu’une
culture de sûreté solide ne peut pas être imposée. Au contraire, il convient de fixer des
exigences pour le système de gestion dans le cadre duquel la culture de sûreté sera améliorée
et évaluée. Lesdites exigences apportent non seulement des avantages tangibles du point de
vue de la sûreté, mais permettent également de contrôler leur respect. L’introduction de la
notion de culture de sûreté (par ailleurs, connue depuis longtemps) dans la loi nucléaire
représente le lien vers les bonnes pratiques internationales.
La disposition de l’article 28, paragraphe 7 et de l’article 29, paragraphe 8, comprend la
délégation législative en vue d’édicter l’arrêté sur les exigences visant le système de gestion.
Les articles 28 et 29 transposent également certaines exigences de la réglementation Euratom,
à savoir de la directive 2009/71/Euratom et de la directive BSS.
Concernant les articles 30 à 32:
Outre la mise en œuvre des nouvelles recommandations de la CIPR et de l’AIEA,
l’expérience actuelle montre la pertinence des changements de procédure en matière de
radioprotection, notamment de l’application plus systématique de l’approche graduée de la
réglementation des sources de rayonnements ionisants. Un certain nombre d’ajustements
visant la sécurité des sources de rayonnements ionisants et la classification de leurs
exportations et importations ont été mis en œuvre dans la loi nucléaire, liés à la nécessité
d’améliorer sans cesse les conditions pour élever le niveau de la sûreté lors de l’utilisation de
l’énergie nucléaire et des rayonnements ionisants. Ces mesures ne se limitent pas à optimiser
les conditions techniques ou administratives, mais concernent aussi la nécessité d’accroître les
compétences du personnel responsable de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
La loi nucléaire s’efforce donc à déterminer de manière adéquate les conditions et les règles
pour l’exécution des activités particulièrement importantes pour la radioprotection. Le texte
affine la législation existante dans le domaine des activités particulièrement importantes pour
la sûreté nucléaire et la radioprotection et unifie cette notion pour la rendre totalement
identique dans les activités de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.
La loi prévoit, tout en préservant les caractéristiques de base de la loi existante nº 18/1997 du
JO, comme condition essentielle de l’exercice desdites activités, l’acquisition des
compétences suffisantes dont elle définit le contenu. Le contenu de cette «compétence
spécifique» reflète non seulement la nécessité d’une formation adéquate du personnel dans le
domaine (dit «personnel sélectionné»), mais aussi la nécessité d’acquérir une expérience
pratique et des connaissances pertinentes au-delà de la formation universitaire courante. Le
niveau requis de sûreté et de sécurité des activités effectuées ne peut être assuré que par
l’acquisition de l’expertise spécifique complète par tout le personnel sélectionné pertinent. La
loi et le règlement d’application connexe édicté en vertu de la délégation législative visée à la
loi, définissent ainsi la gamme d’activités concernées, car les compétences du personnel
requises pour assurer la sûreté et la sécurité sont loin d’être nécessaires pour toutes ces
activités. Par ailleurs, la loi détaille également les qualifications et leur obtention au-delà du
cadre des compétences techniques courantes (c’est-à-dire, au-delà de l’enseignement général
dans le système éducatif). Il s’agit de la «formation technique» comme condition préalable
pour acquérir une compétence professionnelle particulière et de la «formation continue»
comme condition de son maintien.
- 238 -
Un rôle important dans l’exécution efficace et sûre desdites activités revient aux aptitudes
personnelles et physiques des travailleurs, mais uniquement en cas d’activités
particulièrement importantes pour la sûreté nucléaire, c’est-à-dire, notamment, les activités
visant les installations nucléaires. Lesdites activités sont en effet particulièrement exigeantes
en matière de capacités physiques et mentales (travail posté de nuit, horaires rallongés,
nombreux facteurs de stress, etc.) et nécessitent donc une définition plus stricte des exigences
à cet égard et des modalités de leur évaluation.
La loi nucléaire établit les formalités en vue d’obtenir une autorisation pour exercer les
activités, également de manière traditionnelle. Dans une certaine mesure, la loi consacre les
bonnes pratiques dans la législation. L’autorisation est délivrée par l’ONSN, en tant qu’expert
technique dans le domaine, et ce, au vu de la demande de la personne qui a l’intention
d’obtenir l’autorisation. La satisfaction aux exigences pour obtenir l’autorisation, c’est-à-dire,
l’acquisition d’une compétence technique spécifique, est examinée par un comité d’experts
nommés par l’ONSN. Conformément aux bonnes pratiques, la loi nucléaire laisse aux
candidats un délai relativement conséquent pour repasser l’examen et compléter les
compétences techniques spécifiques nécessaires. En effet, limiter strictement l’examen à une
seule tentative serait considéré comme trop sévère et pourrait engendrer des difficultés
considérables dans la pratique concernant le recrutement de la main-d’œuvre qualifiée
nécessaire. Afin de simplifier les processus et aussi de faciliter un accès moins formalisé et
plus compréhensible aux travailleurs sélectionnés, la décision d’octroi de l’autorisation est
remplacée par la délivrance du document.
La loi instaure un délai de validité permanent pour toutes les autorisations visant les activités
particulièrement importantes pour la radioprotection, sous réserve que l’examen devant une
commission soit remplacé par la participation à une formation professionnelle
complémentaire. Elle «reconnaît» que la complétion d’un cursus d’études en vue d’obtenir la
qualification paramédicale d’expert en physique des rayonnements équivaut à une formation
technique, car ce type d’études est jugé suffisant comme préparation à l’examen.
La compétence de l’ONSN est plus précisément décrite au cas où il existe une suspicion
fondée que le niveau de compétence technique spécifique du titulaire d’autorisation pour
effectuer des activités particulièrement importantes pour la sûreté nucléaire et de la
radioprotection n’est pas maintenu. En effet, un tel constat est de nature à compromettre
gravement l’exécution sûre des activités. L’Office peut procéder à l’examen du travailleur
sélectionné ou révoquer l’autorisation de l’exercice des activités particulièrement importantes
pour la sûreté nucléaire et la radioprotection au cas où son titulaire a enfreint la présente loi de
manière grave ou répétitive ou s’il échoue au réexamen ou s’il n’exerce pas l’activité depuis
longtemps. Aux fins de prévenir le risque dû au retard, l’effet suspensif d’un recours contre
une telle décision est également exclu, car dans le cas contraire, l’exercice insuffisamment
qualifié de l’activité pourrait conduire à des conséquences néfastes pour la sécurité (comme le
montre l’expérience internationale, le facteur humain et le manque de compétences de celui-ci
sont des causes fréquentes d’accidents nucléaires).
La révocation de l’autorisation peut être également motivée par la non-exécution de l’activité
concernée de longue durée. Compte tenu de la vitesse du progrès scientifique et technique, la
non-exécution des activités peut avoir un effet négatif significatif sur les connaissances et la
capacité du titulaire d’autorisation, ce qui peut se traduire par un impact négatif sur la sûreté
nucléaire et la radioprotection en cas de retour au travail de ladite personne après une longue
interruption. Le long terme doit être évalué individuellement (en fonction des circonstances de
- 239 -
l’espèce, du type d’activité ou de développement technique actuel dans le domaine), mais il
convient de noter que la durée ne se compte pas en quelques mois, mais en quelques années.
L’ONSN peut également reconnaître les qualifications professionnelles du demandeur
acquises dans un autre État membre de l’UE.
Concernant les articles 33 à 41:
Les présents articles reprennent la réglementation des taxes relatives aux activités techniques
de l’ONSN de la législation existante qui peut être considérée comme un succès en matière
d’application pratique. Une des conditions importantes d’une réglementation de qualité et
efficace est d’assurer des ressources financières et humaines adéquates pour le contrôle
administratif, conjointement avec la création de mécanismes performants permettant
d’évaluer rétroactivement l’efficacité de la réglementation et de l’utilisation efficiente de ces
ressources. Les ressources doivent être disponibles non seulement dans la quantité requise,
mais avec la flexibilité temporelle suffisante. Par conséquent, de nombreux pays dans le passé
ont cherché des alternatives pour le financement de la régulation de la filière nucléaire. La
mise en place de plusieurs ressources pour le financement de la régulation s’est avérée une
bonne solution dans de nombreux pays.
La méthode la plus utilisée, dite de financement «multi-sources» est une combinaison des
contributions des titulaires d’autorisation sélectionnés avec les sources de financement
directement du budget de l’État, les contributions des titulaires d’autorisations pour l’activité
technique demeurent dans la législation tchèque des recettes du budget de l’État. Des
dispositifs typiques relevant du régime des contributions des titulaires d’autorisation sont les
centrales nucléaires, les installations du cycle du combustible, des installations pour la
production commerciale de radio-isotopes, les réacteurs de recherche utilisés à des fins
commerciales, l’équipement de l’industrie de l’uranium, etc. En revanche, sont exclus de ces
contributions dans la plupart des cas, des entités liées aux budgets publics ou à l’assurance
maladie. Les mesures précitées consistant en diversification des ressources devraient créer,
selon l’expérience étrangère prépondérante, des conditions de stabilité à long terme du
financement de l’autorité de régulation nucléaire nationale. L’efficacité desdites mesures,
cependant, doit être assurée en introduisant simultanément des mécanismes de contrôle et de
correction adéquats. Cela implique la création des conditions pour une évaluation nationale et
internationale régulière des activités de l’autorité de régulation nationale, avec des
rétroactions appropriées. L’obtention et le maintien de ressources suffisantes pour assurer un
niveau adéquat de sûreté nucléaire sont bien sûr nécessaires également dans le cas des
titulaires d’autorisation.
La solution spécifique reprise de la loi nº 18/1997 du JO consiste en prélèvement des taxes
fixes pour l’activité technique de l’ONSN (ci-après dénommés «taxes») pour les demandes
relatives à la délivrance de certaines autorisations ou à leur validité. La taxe représente une
contribution aux charges du régulateur associées à la délivrance desdites autorisations et au
contrôle administratif des activités des titulaires desdites autorisations. Les montants de la
taxe proposés couvrent environ 60 % du budget de l’ONSN considéré. En cas d’autorisation
de construction d’une installation nucléaire importante, cependant, cette proportion s’élève à
plus de 70 %. Les dépenses du poste de l’OSNS dans le budget de l’État couvrent également
les charges pour la réglementation des applications médicales ou éducatives et le coût des
activités liées à la coopération internationale nécessaire.
Les taxes instaurées représentent une nouvelle tendance en République tchèque, cependant, il
s’agit d’un principe établi de longue date dans de nombreux pays. Sur la base de l’expérience
- 240 -
de ceux-ci, le concept est basé sur la procédure la plus simple de détermination du taux de
taxe par le biais d’un règlement du gouvernement dans les limites des taux prévues par la
délégation législative. En déterminant le taux des taxes, le gouvernement peut considérer la
situation réelle dans la période donnée et «ajuster» son montant au niveau correspondant aux
conditions spécifiques et dans des cas exceptionnels, même tenir compte des circonstances
exceptionnelles, par exemple, pour les activités ou installations qui, outre l’exploitation
commerciale, utilisent des ressources pour la science et la recherche.
En ce qui concerne le taux des taxes considéré, l’ONSN se base sur une analyse du coût d’un
inspecteur dont le montant optimal s’élève en moyenne à 2,8 à 3 millions de couronnes
tchèques par an. Actuellement, l’ONSN compte 136 inspecteurs et personnes en préparation à
ce poste sur un nombre total de 195 salariés. Le montant précité représente le niveau moyen
optimal des dépenses de l’État pour chacun de ces inspecteurs. Les références ayant servi pour
le calcul optimal prenaient en compte les charges totales de l’État pour un inspecteur dans les
années 2006 - 2008 qui, après leur évaluation rétroactive, ont assuré tous les éléments
importants du budget de l’État aux fins de l’exercice du contrôle et de l’administration
centrale à un niveau financier raisonnable, viable et durable.
En période d’évaluation de la construction de nouveaux blocs énergétiques, les charges
moyennes indiquées pour un inspecteur peuvent en réalité atteindre dans certains cas 6
millions couronnes tchèques. Ici, le besoin d’un soutien externe beaucoup plus élevé est
manifeste, car pour le fonctionnement normal de l’office, il n’est pas opportun de garder de
nombreux professionnels hautement spécialisés dont l’expertise est nécessaire en cas de
construction et de mise en place d’une nouvelle installation. Il s’agit notamment du cas
d’autorisation de construction des installations nucléaires importantes, tels que de nouveaux
blocs de centrales nucléaires. En relation avec les taux de taxes proposés, il convient de garder
à l’esprit que, conformément aux recommandations généralement admises de l’OCDE, les
dépenses relatives au contrôle de l’État spécifiquement des centrales nucléaires est d’environ
3 % de l’investissement total nécessaire pour les construire. Ces paramètres ne sont pas du
tout atteints dans le projet de loi.
Les dispositions précitées transposent, entre autres, l’article 5, paragraphe 3, de la
directive 2009/71/Euratom fixant l’obligation aux États membres de veiller à ce que l’autorité
de réglementation compétente soit investie des pouvoirs juridiques et dispose des ressources
humaines et financières nécessaires pour remplir ses responsabilités relevant du cadre national
énoncé à l’article 4, paragraphe 1, tout en accordant la priorité à la sûreté.
L’administration des taxes est régie par la loi nº 280/2009 du JO, code fiscal, telle que modifiée.
Concernant l’article 42:
Ces dispositions définissent des notions spécifiques dans le domaine de l’utilisation pacifique
de la sûreté nucléaire. Elles sont basées sur les définitions établies par la loi nº 1/1997 du JO
actuellement en vigueur et ses règlements d’applications. En outre, certains documents
internationaux établis sous forme de recommandations ont également servi de point de départ
(par exemple, «Safety Assessment for Facilities and Activities General Safety Requirements»,
partie 4, série nº GSR, partie 4, 2009; «The Management System for Facilities and Activities
Safety Requirements», série nº GS-R-3, 2006 et «Safety of Nuclear Power Plants:
Commissioning and Operation SSR-2/2,2011», articles 6.3 et 6.4), ainsi que les règlements de
Euratom, par exemple, le point 19 du préambule de la directive 2009/71/Euratom.
- 241 -
On entend par un «fonctionnement d’essai», l’étape finale de la mise en exploitation
énergétique de l’installation nucléaire, lors de laquelle l’installation nucléaire fonctionne de
fait en plein régime permettant de tester ses fonctionnalités. Toutefois, du point de vue du
processus de lancement, cette phase est encore réalisée sous le régime de l’autorisation de
mise en service énergétique, c’est-à-dire pour un temps limité et à des conditions strictement
définies et il ne s’agit donc pas d’une mise en exploitation pleine et entière comme lors d’un
fonctionnement normal de l’installation.
«Un évènement d’exploitation» est une notion spécifique propre au domaine du système du
retour d’informations. Un tel évènement est une source d’informations propres utilisées par le
système du retour d’informations. C’est pour cela qu’il ne s’agit pas de n’importe quel
évènement, mais uniquement d’un tel phénomène dont les conséquences ne sont guère
négligeables du point de vue de la sûreté nucléaire, car seul un tel évènement peut revêtir un
intérêt particulier au regard du maintien de l’amélioration de la sûreté nucléaire.
De même que la notion de «protection en profondeur» appartient aux concepts
traditionnellement utilisés dans le domaine de la mise en œuvre de la sûreté nucléaire et qui
sont également soulignés par les recommandations internationales. On entend par protection
en profondeur, un système de protection stratifié, garantissant que même en cas où l’un ou
plusieurs des niveaux de protection dont il est composé et qui sont isolés les uns des autres,
venait à être perturbé, la sûreté nucléaire des autres niveaux continuera à être garantie.
La définition d’«installation de recherche nucléaire» tient son importance notamment du fait
qu’une telle installation ne peut faire l’objet, de par sa nature même, des mêmes exigences
que celles applicables aux installations nucléaires normales (utilisées, par exemple, pour des
besoins énergétiques). Le risque inhérent à l’exploitation de ces installations est très faible
(presque insignifiant en ce qui concerne les réacteurs expérimentaux, dits «scolaires») et
l’application des mêmes exigences aurait été d’un fardeau incommensurable pour leurs
exploitants. Cette contrainte ne serait ni même souhaitable pour la collectivité, car l’apport
des ces installations dépassent significativement les risques qu’elles génèrent.
Les «bases de conception» peuvent être considérées comme étant l’image de ce que
l’installation nucléaire, respectivement son projet, est susceptible de supporter quant aux
différents états de fonctionnement ou d’évènements. Les bases de conception devraient être
définies durant le processus de conception de l’installation nucléaire. Cependant, elles ont
pour vocation de déterminer par la suite l’apparence réelle de l’installation nucléaire et son
mode de fonctionnement.
La «maîtrise programmée des accidents» est un système de mesures, de procédés et de
documentations, dont le but est d’anticiper des états indésirables de l’installation nucléaire et
de leur apporter une solution. À la différence du domaine de la maîtrise des situations
d’urgence radiologique, il ne s’agit pas, dans ce cas, de la protection primaire contre les
rayonnements ionisants, mais de la maîtrise technique des états indésirables (du réacteur
nucléaire) et des questions connexes. En d’autres termes, il est possible de dire que la raison
d’être principale de ce système est d’empêcher tout avènement d’une situation d’urgence
radiologique, à savoir, que tout état indésirable d’une installation nucléaire soit résolu sans
conséquence radiologique.
Concernant l’article 43:
Ces dispositions réglementent la catégorisation dans le domaine de l’utilisation pacifique de
l’énergie nucléaire. Analogiquement à d’autres parties de la réglementation et en raison du
- 242 -
besoin d’une systématique plus affinée et de la réalisation effective de certains concepts (de
même qu’au regard des recommandations de l’AIEA et de la WENRA), il est également
nécessaire d’introduire ici des classes et des groupes afin de procéder à une graduation
correcte des exigences légales.
Nominalement, il s’agit des «fonctions de sûreté» qui font partie des éléments de base visant à
atteindre et à préserver la sûreté nucléaire d’une installation nucléaire. Ces fonctions
spécifiques qui doivent être assurées non seulement par l’installation nucléaire elle-même,
mais également par chacun de ses composants et systèmes, sont réparties en plusieurs
catégories en fonction de leur importance pour assurer la sûreté nucléaire. Les systèmes et les
composants qui assurent des fonctions de sûreté plus importantes font ensuite l’objet
d’exigences de fiabilité plus strictes.
La même approche est traditionnellement choisie pour d’autres entités, équipement
sélectionné, qui ont un rapport étroit avec la réalisation des fonctions de sûreté. De même, les
équipements sélectionnés sont répartis, en fonction de leur importance, dans plusieurs
groupes, appelés «classes de sûreté». Différentes exigences sont ensuite appliquées en
fonction de la répartition dans les classes de sûreté et selon qu’il s’agit d’éléments faisant
partie des machines, de l’électricité, d’éléments programmables ou de parties du bâtiment.
Le dernier type de catégorisation dans ce domaine est la répartition des évènements
d’exploitation en catégories. De même, cette répartition a pour but, avant tout, une application
la plus efficace des différentes exigences visant les différentes situations graves. Une
définition unique pour l’approche de tous les états indésirables serait non seulement superflue,
mais également indésirable à bien des égards (par exemple, lors de la mise en œuvre d’une
approche plus conservatrice, l’entité obligée devrait alors mettre en place des mesures
préventives au niveau le plus élevé possible contre tous les évènements, ce qui aurait pour
conséquence pour les situations moins graves d’épuiser des ressources précieuses qui auraient
pu être utilisées ailleurs).
Concernant l’article 44:
Ce projet de texte établit les principes de base pour une utilisation sûre de l’énergie nucléaire
et doit être appliqué durant tout le cycle de vie de l’installation nucléaire. Compte tenu des
différences entre les différentes installations nucléaires, ces principes sont établis séparément
pour les installations nucléaires avec réacteur nucléaire et celles sans réacteur. Ces exigences
découlent de la convention sur la sûreté nucléaire, de la directive 2009/71/Euratom et des
recommandations internationales INSAG-12. «Basic Safety Principles for Nuclear Power
Plants» 75-ISAG-3, Rév., «Fundamental Safety Principles,» série nº SF-1, 2006, «Safety of
Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements,» série nº SSR-2/1, 2012 et
«Design of Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants Safety Guide,»
série nº NS-G-1.10, 2004. Entre spécialistes, on parle de ces principes comme de «fonctions
de sûreté de base».
Concernant l’article 45:
Ces dispositions établissent les exigences visant un projet d’installation nucléaire et sa
conception (projection). Nous pouvons constater d’une manière générale, qu’un projet
d’installation nucléaire doit pouvoir garantir à tout moment (c’est-à-dire pour chaque état et
en conséquence de n’importe quel évènement), le plus haut niveau qu’il soit raisonnablement
possible d’atteindre de sûreté nucléaire, de protection contre la radiation, de sécurité
technique, de maîtrise d’une situation d’urgence radiologique, du suivi de la situation
- 243 -
radiologique et de sécurité. La loi nucléaire laisse une liberté relative dans le choix de la
technologie, l’essentiel étant de pouvoir atteindre les objectifs précités et l’application
concrète des exigences mentionnées aux paragraphes 2 à 4 de cet article.
L’évaluation préliminaire de la conception du projet de l’installation nucléaire est déjà lancée
dans le cadre de la délivrance de l’autorisation d’emplacement d’une installation nucléaire au
sens de l’article 9, paragraphe 1, lettre a). Le projet d’installation nucléaire est ensuite évalué
en détail, et ce, compte tenu également des propriétés du territoire où elle doit être montée,
seulement dans le cadre de la délivrance de l’autorisation de construction pour cette
installation au sens de l’article 9, paragraphe 1, lettre b). Ces exigences découlent de la
convention sur la sûreté nucléaire (voir les articles premier, 10 et 18), de la
directive 2009/71/Euratom et des recommandations internationales INSAG-12. «Basic Safety
Principles for Nuclear Power Plants.» 75-ISAG-3, Rév., «Fundamental Safety Principles,»
série nº SF-1, 2006, «Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements,»
série nº SSR-2/1, 2012 et «Design of Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants
Safety Guide,» série nº NS-G-1.10, 2004.
- 244 -
Concernant l’article 46:
Le projet établit des exigences visant l’évaluation du territoire sur lequel l’installation
nucléaire doit être montée. La réalisation de cette évaluation et la démonstration du fait que
les propriétés du territoire n’excluent pas son montage, est une condition pour l’obtention de
l’autorisation d’emplacement de l’installation nucléaire au sens de l’article 9, paragraphe 1,
lettre a), principe qui fait déjà partie de la réglementation actuelle.
Le paragraphe 1 établit une interdiction formelle de l’emplacement d’une installation
nucléaire sur un territoire dont les propriétés excluent un tel emplacement. Certaines
propriétés, respectivement le niveau de leur effet, sont considérées comme étant si cruciales
que, compte tenu des connaissances actuelles, elles ne peuvent être compensées d’une
manière ou d’une autre et, par conséquent, le territoire impliqué ne peut être retenu pour
l’emplacement de l’installation nucléaire. Il est souhaitable qu’une telle éventuelle exclusion
puisse se faire dès le début du cycle de vie de l’installation nucléaire où les dépenses engagées
par son promoteur sont relativement faibles en comparaison à celles qui seront engagées par
la suite. Il est de ce fait indispensable d’ancrer explicitement une telle interdiction dans le
texte de loi afin de protéger la sécurité juridique des personnes qui souhaitent définir
l’emplacement d’une telle installation, la monter et l’exploiter. L’énumération des propriétés
qui doivent être évaluées est définie par un règlement d’application.
L’évaluation est réalisée sur deux niveaux qui se complètent mutuellement: sont décrites les
propriétés du territoire qui peuvent influencer sur la sûreté nucléaire, la protection
radiologique, la sécurité technique, le suivi de la situation radiologique, la maîtrise d’une
situation d’urgence radiologique et la sécurité (comme exemple, on peut citer la description
des effets sismiques et géophysiques, etc.), et, au contraire, est évalué l’effet de l’installation
nucléaire envisagée sur le territoire considéré.
Les propriétés ainsi décrites sont comparées aux propriétés qui excluent l’utilisation du
territoire considéré. D’autres données pertinentes sont ensuite collectées lors de cette
évaluation que le projet d’installation nucléaire et les autres phases de son cycle de vie se
doivent de respecter.
Ainsi, en conformité avec les principes précités:
 le paragraphe 2, lettre a) établit la portée de l’évaluation des propriétés du territoire
susceptibles d’influencer l’installation nucléaire;
 le paragraphe 2, lettre b) établit, au contraire, les exigences visant l’évaluation de
l’effet de l’installation nucléaire sur l’environnement extérieur;
 le paragraphe 2, lettre c) établit les exigences applicables à la comparaison des
résultats issus de l’évaluation réalisée selon les lettres a) et b) avec les propriétés
d’exclusion, c’est-à-dire, les propriétés qui excluent l’utilisation du territoire considéré
pour l’emplacement de l’installation nucléaire, puisque, compte tenu du niveau des
connaissances actuelles de la science et de la technique, il n’est pas possible de les
compenser d’une manière conservatoire par quelle que mesure rectificative que ce soit.
Le paragraphe 3 de cet article établit des exigences spécifiques visant la réalisation d’un suivi
préliminaire de la situation radiologique prévalant sur le territoire retenu pour l’emplacement
de l’installation nucléaire avant son montage. Les résultats de cette étude (à savoir l’étude de
base) sont par la suite comparés durant le cycle de vie de l’installation nucléaire aux résultats
du suivi en cours, et c’est ainsi que l’on révèle la capacité de l’installation nucléaire à ne pas
mettre en danger son environnement par des rayonnements ionisants.
- 245 -
Les dispositions du paragraphe 4 mandatent à la publication d’un règlement d’application
donnant l’énumération des propriétés d’exclusion (lettre a)), mentionnant les propriétés qu’il
est nécessaire de prendre en compte (lettre b)) et établissant les modalités et la portée de cette
évaluation, dont, par exemple, la définition des dimensions de la zone d’intérêt pour
l’évaluation (lettre c)).
L’exigence visant les modalités et la portée de l’évaluation découle de l’article 17 de la
convention sur la sûreté nucléaire et est conforme au guide de l’AIEA NS-R-3: «Site
Evaluation for Nuclear Installations», 2006 et l’exigence nº 8 («Assessment of site
characteristics»), guide GSR partie 4: «Safety Assessment for Facilities and Activities», 2009.
Elle est ensuite conforme aux exigences et aux recommandations de WENRA, notamment au
rapport «RHWG report on safety of new NPP designs», mars 2013.
Étant donné que les connaissances acquises concernant les propriétés du territoire n’ont pas
une nature constante, mais peuvent faire l’objet de changements pouvant avoir un effet négatif
sur la sûreté nucléaire, la protection radiologique, la sécurité technique, le suivi de la situation
radiologique, la maîtrise d’une situation d’urgence radiologique et la sécurité, les dispositions
de l’article 49, lettres j) à k) imposent au détenteur de l’autorisation d’évaluer en continu les
effets apportés par ces changements, ainsi que la prédiction de leur développement futur.
D’autres documents de l’AIEA sont utilisés pour l’application concrète de ce type
d’évaluation, par exemple:
 «External Events Excluding Earthquakes in the Design of Nuclear Power Plants»,
série du guide de sûreté nº NS-G-1.10, 2003.
 «Seismic Hazards in Site Evaluation for Nuclear Installations», série spéciale du guide
de sûreté nº SSG-9, 2010.
 «Geotechnical Aspects of Site Evaluation and Foundations for Nuclear Power Plants»,
série du guide de sûreté nº NS-G-3.6, 2005.
 «Meteorological and Hydrological Hazards in Site Evaluation for Nuclear
Installations», série spéciale du guide de sûreté nº SSG-18, 2011.
 «External Human Induced Events in Site Evaluation for Nuclear Power Plants», série
du guide de sûreté nº NS-G-3.1, 2002.
Concernant l’article 47:
Ces dispositions transposent les exigences de l’article 6, paragraphes 2 et 3 de la
directive 2009/71/Euratom. La réalisation de l’évaluation et de la vérification de la sûreté sont
inscrites à l’article 14 de la convention sur la sûreté nucléaire. Le projet du texte établit les
exigences applicables à l’évaluation de la sûreté pour toute la durée du cycle de vie.
Article 47, paragraphe 2, lettres a) et b): Il s’agit d’établir les exigences applicables à
l’exécution de l’étude probabiliste et déterministe. Cette approche est également inscrite dans
la législation analogique d’autres États membres d’Euratom où des installations nucléaires
sont exploitées. Lors de la mise en œuvre de ce type d’étude, nous nous fondons sur les
documents de l’AIEA et les exigences de la WENRA:
 «WENRA, Safety Reference Level for Existing Reactors, update in relation to lessons
learnd from Tepco Fukushima Dai-ichi accident», septembre 2014.
 «WENRA, Guidance, Issues F: Design Extension of Existing Reactors»,
septembre 2014.
 «WENRA, RHWG report on safety of new NPP designs», mars 2013.
- 246 -
 «Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 «Safety Assessment for Facilities and Activities», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº GSR partie 4, AIEA, Vienne, 2009.
 «Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants», série des normes de sûreté
de l’AIEA nº SSG-2, AIEA, Vienne, 2009.
 «Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear
Power Plants», série des normes de sûreté de l’AIEA nº SSG-3, AIEA, Vienne, 2010.
 «Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear
Power Plants», série des normes de sûreté de l’AIEA nº SSG-4, AIEA, Vienne, 2010.
 «Living Probabilistic Safety Assessment (LPSA), IAEA-TECDOC-1106», AIEA,
Vienne, août 1999.
 «A Framework for an Integrated Risk Informed Decision Making Process,
INSAG-25», AIEA, Vienne, 2011.
 INSAG-12. «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants.» 75-ISAG-3,
rév. 1. AIEA, Vienne, octobre 1999.
La réalisation d’une étude probabiliste de sûreté est pertinente pour une installation nucléaire
à longue durée de vie et dont l’exploitation présente des risques très importants. De par leur
nature même, un nombre suffisant de documents pertinents pour ce type d’évaluation de la
sûreté ne peut être obtenu pour les sites moins dangereux. C’est pour cette raison que la loi
nucléaire libère certains types d’installations nucléaires de l’obligation de réaliser l’étude
probabiliste de sûreté.
Article 47, paragraphe 2, lettre c): Évaluation périodique de la sûreté. La réalisation d’une
évaluation périodique de la sûreté est une condition afin que l’exploitation de l’installation
nucléaire puisse se poursuivre. Cette approche est également inscrite dans la législation
analogique d’autres États membres d’Euratom où des installations nucléaires de ce type sont
exploitées. Alors que l’évaluation, les essais et les contrôles réalisés durant le cycle de vie de
l’installation nucléaire permettent de vérifier et de prouver la conformité de l’installation aux
conditions stipulées par l’autorisation délivrée, l’exigence d’une évaluation périodique de la
sûreté est plus complexe et qualitativement supérieure, compte tenu du fait que c’est sur son
fondement que sont identifiés les domaines dont le niveau de sécurité doit être plus élevé.
Lors de la mise en œuvre de ce type d’évaluation nous nous fondons sur les documents de
l’AIEA et les exigences de la WENRA:
 «WENRA, Safety Reference Level for Existing Reactors, update in relation to lessons
learnd from Tepco Fukushima Dai-ichi accident», septembre 2014.
 «Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 «Safety Assessment for Facilities and Activities», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº GSR partie 4, AIEA, Vienne, 2009.
 «Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants», guide de sûreté spécial de l’AIEA
nº SSG 25, 2013.
 «Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants: Safety Guide», série des normes de
sûreté de l’AIEA nº NS-G-2.10, IAEA, Vienne, 2003.
Article 47, paragraphe 2, lettre d): Évaluation en continu de la sûreté. L’exigence concernant
l’évaluation en continu de la sûreté et l’énumération des outils permettant de la réaliser
- 247 -
découle de l’article 14 de la convention sur la sûreté nucléaire et de nombre de
recommandations internationales:
 «Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 «Safety Assessment for Facilities and Activities», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº GSR partie 4, AIEA, Vienne, 2009.
Article 47, paragraphe 2, lettre e): Évaluation spéciale de la sûreté. L’exigence concernant ce
type d’évaluation découle également et notamment de l’article 14 de la convention sur la
sûreté nucléaire précitée. Toutefois, font également partie de ce type d’évaluation, les
évaluations de la sûreté nucléaire qui sont réalisées sur décision du gouvernement ou de
l’Euratom faisant suite à une situation donnée (par exemple, c’est sous ce chapitre que sont
exécutés les stress tests demandés par l’UE après l’accident nucléaire de la centrale japonaise
à Fukushima). C’est pour cette raison que le paragraphe 3 fait suite à ces dispositions, lequel
énumère plus précisément les conditions pour la réalisation de l’évaluation spéciale de la
sûreté et l’office national de sûreté nucléaire est mandaté pour pouvoir décider d’imposer
l’obligation à l’exploitant de réaliser une telle évaluation (par exemple, lorsque cela est
demandé ponctuellement par les organes de l’Euratom).
La loi établit ensuite les règles qui définissent comment doivent être utilisés les résultats issus de
cette évaluation de la sûreté. D’une manière générale, ils doivent contribuer à assurer la sûreté et il
est donc nécessaire de définir clairement une obligation d’appréciation par une évaluation de la
sûreté des risques liés à l’activité. L’exigence spécifique pour une évaluation en profondeur du
système de protection et du système de prévention des accidents découle des recommandations
internationales et de la directive 2009/71/Euratom. En l’absence de ces obligations précises,
l’évaluation de la sûreté serait incapable de contribuer à un haut niveau de sûreté nucléaire, de
protection contre la radiation, de sécurité technique, du suivi de la situation radiologique, de
maîtrise d’une situation d’urgence radiologique et de sécurité en République tchèque.
L’article 47, paragraphe 6, mandate à la publication d’un règlement d’application.
L’importance du concept d’évaluation de la sûreté pour l’assurance de la sûreté nucléaire des
installations nucléaires demande, en effet, une définition détaillée de ses règles de réalisation.
Concernant l’article 48:
Le projet établit les exigences relatives à la réalisation de modifications intervenant durant
tout le cycle de vie d’une installation nucléaire lors de l’utilisation de l’énergie nucléaire.
Toute modification touchant l’installation nucléaire doit être réalisée de sorte que sa
réalisation ne vienne pas réduire la sûreté nucléaire — elle doit donc être faite sous contrôle et
pour les plus importantes, avec l’autorisation de l’office national de sûreté nucléaire. Les
dispositions répartissent les modifications dans les deux groupes suivants (en fait, elles
énumèrent les définitions légales applicables à ces modifications). Dans le cas de
modifications soumises à autorisation, le règlement instaure un système d’autorisation et de
documentation devant être soumis à la demande d’autorisation, de même que des obligations
connexes incombant au détenteur de l’autorisation; il s’agit donc d’un règlement complexe,
reflétant l’importance de ces modifications. Les modifications soumises à autorisation sont
des modifications qui concernent des équipements sélectionnés (c’est-à-dire des équipements
ayant un impact direct sur la sûreté nucléaire, notamment ceux classés dans les classes de
sûreté 1 et 2 — la liste sera fournie par un règlement d’application) et qui ont un impact sur la
protection physique. Toutefois, les modifications de moindre envergure doivent être
également documentées (c’est-à-dire, la réalisation de ces modifications) et doivent être
- 248 -
déclarées au préalable à l’office national de sûreté nucléaire, afin que celui-ci puisse exercer
un contrôle efficace de leur réalisation et pouvoir intervenir lorsque les intérêts protégés par la
loi risquent d’être compromis. Cette approche est également inscrite dans la législation
analogique d’autres États membres d’Euratom où des installations nucléaires similaires sont
exploitées.
Ces exigences découlent de la convention sur la sûreté nucléaire (voir les articles premier, 6,
10 et 13), de la directive 2009/71/Euratom et des recommandations internationales «Safety of
Nuclear Power Plants»: «Commissioning and Operation SSR-2/2,2011», articles 6.3 et 6.4,
«Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de l’AIEA
nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006, INSAG-12. «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants
» 75-ISAG-3, rév. 1. AIEA, Vienne, 1999, «Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific
Safety Requirements» série nº SSR-2/1, 2012 et «Modifications to Nuclear Power Plants
Safety Guide», série nº NS-G-2.3, 2001.
Concernant l’article 49:
Ce projet de texte établit les obligations générales qui incombent au détenteur d’une
autorisation et sont applicables durant tout le cycle de vie de l’installation nucléaire. Des
obligations spéciales sont ensuite instaurées et ne sont applicables qu’à une partie donnée du
cycle de vie. Ce catalogue est complété par un ensemble d’obligations d’ordre général
contenues à l’article 24 de la loi nucléaire. Les obligations d’ordre général liées aux
dispositions de cet article peuvent être réparties en plusieurs ensembles: elles concernent
l’assurance de la sûreté dans son ensemble (évaluation de la sûreté, la garantie des ressources
nécessaires, la mise en œuvre du retour d’information, etc.), le territoire où l’installation
nucléaire devrait être montée, les modifications à réaliser lorsqu’il est question de l’utilisation de
l’énergie nucléaire, la protection contre l’incendie, la qualification du personnel et ce qui peut
influencer la maîtrise d’une situation d’urgence radiologique. Le respect d’obligations complexes
est exigé de la part de chaque détenteur d’autorisation dans le domaine de l’utilisation de l’énergie
nucléaire, à l’exception des obligations qui, de par leur nature même, ne peuvent pas être
accomplies par les détenteurs d’autorisation pour l’emplacement d’une installation nucléaire du
fait que durant cette étape du cycle de vie, l’installation nucléaire ne peut pas être une source des
dangers dont il est question (par exemple, l’obligation d’assurer la présence d’une unité de
sapeurs-pompiers, car les activités lors desquelles un incendie peut se déclarer n’ont lieu qu’à
partir de l’ouverture du chantier de construction de l’installation nucléaire).
Peut être retenue comme étant une obligation clé, celle qui impose que durant tout le cycle de
vie de l’installation nucléaire, celle-ci doit respecter les exigences inhérentes au projet
d’installation nucléaire, puisque le projet en soi prédétermine (de par la solution technique
retenue) la manière dont l’ensemble des sûretés et des sécurités seront garanties et la manière
dont le détenteur de l’autorisation devra se comporter durant le cycle de vie de l’installation et
par la même également le niveau des risques encourus du fait de l’utilisation de l’énergie
nucléaire. Cette exigence se réfère à l’article 45 qui établit justement les exigences inhérentes
au projet d’installation nucléaire. Cette obligation est étroitement liée à l’exigence demandant
que les parties correspondantes de l’installation nucléaire remplissent leurs fonctions de
sécurité et que le détenteur de l’autorisation respecte les principes d’une utilisation sûre de
l’énergie nucléaire. Les fonctions de sécurité, comme son nom l’indique, avec les principes de
l’utilisation sûre de l’énergie nucléaire, sont des moyens permettant de garantir la sûreté
nucléaire (la notion de «fonctions de sécurité» est définie et les principes d’une utilisation
sûre de l’énergie nucléaire sont définis par l’article 44). Même du point de vue international, il
- 249 -
s’agit de pierres angulaires pour la garantie de la sécurité lors de l’utilisation pacifique de
l’énergie nucléaire.
Plusieurs autres obligations sont applicables à la réalisation de l’évaluation de la sûreté. Une
obligation clairement définie demande que, sur la base de l’évaluation de la sûreté, le niveau de
sûreté nucléaire soit augmenté en permanence, dans la mesure de ce qui est raisonnablement
possible de faire. Elle fait suite à la nouvelle mouture de la directive 2009/71/Euratom et les
mesures qui ont été prises après l’accident de la centrale nucléaire japonaise de Fukushima suite
aux stress tests que l’UE avait exigés suite à cet accident. Elle ressort de l’idée que le progrès
scientifique et technique peut sans cesse contribuer à la sûreté nucléaire, à savoir en l’augmentant.
Ce processus n’est pas absolu en soi et dans les faits, il n’est pas possible de l’imposer, car il est
influencé par bon nombre de facteurs, y compris des facteurs objectifs tels que l’ancienneté de la
technologie utilisée ou le type spécifique d’installation. C’est pour cela que ce principe est
relativisé par l’affirmation «dans la mesure de ce qui est raisonnablement possible de faire». Cela
offre des marges d’interprétation considérables, mais, en même temps, cela empêche l’État
d’imposer à l’exploitant des exigences impossibles à respecter. Le développement dans ce
domaine se traduit par l’évaluation de la sûreté, dont les résultats s’inscrivent dans les moyens
d’assurer la sûreté nucléaire.
Les procédés précis mis en œuvre par un détenteur d’une autorisation sont ensuite encadrés
par l’obligation de vérifier et de documenter l’état de préparation de l’installation et du
personnel pour le lancement de la phase suivante du cycle de vie, auquel s’appliqueront des
obligations plus précises pour chaque type de détenteur d’autorisation, et ce, afin de garantir
l’état de cette préparation.
Il est nouvellement imposé à un détenteur d’une autorisation pour des activités liées à
l’utilisation de l’énergie nucléaire pour que, tout le long du cycle de vie d’une installation
nucléaire et en relation avec le plan d’urgence et le règlement interne, qu’il se doit de
concrétiser avec précision, d’élaborer, de pratiquer l’entraînement et d’actualiser les mesures
et les procédures à appliquer, notamment en cas de réaction devant être adoptée face à une
situation d’urgence radiologique (et surtout en cas d’accident radiologique) survenue sur une
installation nucléaire donnée. La raison d’être de cette nouvelle obligation est la nécessité
d’assurer cette mission dès l’ouverture du chantier et jusqu’au déclassement de l’installation
et pas seulement durant la période de son exploitation, comme cela est demandé dans le cadre
de la réglementation actuelle. En l’absence de cette obligation, le système de maîtrise d’une
situation d’urgence radiologique serait entièrement dysfonctionnel, à savoir qu’il serait
impossible de maintenir en permanence son haut niveau, ce qui pourrait être une source de
danger significatif au cas où une situation d’urgence surviendrait. L’objectif de cette
obligation est également de renforcer l’exercice de la compétence administrative et de
contrôle de l’office national de sûreté nucléaire dans ce domaine (par exemple, en faisant
appel aux sanctions applicables).
D’un autre point de vue, l’état de l’installation nucléaire est suivi par l’obligation d’avoir un
plan de maîtrise des accidents. Comme cela a été dit plus haut, ce plan (système) doit aider à
maîtriser les états de l’installation nucléaire revêtant la forme d’un accident, mais qui n’est
pas nécessairement une situation d’urgence radiologique. Il est donc indispensable d’imposer
également l’obligation de mettre en œuvre ce système.
Les dispositions de l’article 49 découlent de la réglementation actuelle qui est complétée par
de nouveaux éléments issus des règlements de l’Euratom et des traités internationaux ou de
recommandations. Il s’agit plus précisément des documents suivants:
- 250 -
 la directive 2009/71/Euratom (article 6, paragraphe 5);
 la convention sur la sûreté nucléaire (articles premier, 10, 14, 17, 18 et 19);
 «Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation SSR-2/2», 2011,
(articles 6.3 et 6.4);
 «Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 «Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements,»
série nº SSR-2/1, 2012,
 «Modifications to Nuclear Power Plants Safety Guide», série nº NS-G-2.3, 2001;
 normes de sûreté de l’AIEA nº GSR, partie 4 «Safety Assessment of Facilities and
Activities»;
 «Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements,»
série nº SSR-2/1, 2012,
 «Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation Specific Safety
Requirements», série nº SSR-2/2, 2011;
 INSAG-12. «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants.» 75-ISAG-3,
rév. 1. AIEA, Vienne, 1999.
Concernant l’article 50:
Ce projet de disposition établit les obligations incombant au détenteur d’une autorisation pour
la construction d’une installation nucléaire. Une installation nucléaire est un système si
compliqué qu’il est nécessaire de le mettre en service par étapes, et à la fin de chaque étape
une évaluation de l’étape doit être faite, incluant l’état de sa préparation pour l’étape suivante.
Cette évaluation et le respect des critères demandés sont une condition pour la délivrance
d’une autorisation pour passer à l’étape suivante. C’est la complexité technologique de
l’installation nucléaire qui exige un système à plusieurs niveaux pour sa mise en service. Lors
de la phase de construction, l’importance est portée sur l’essai de l’installation nucléaire avant
son premier démarrage physique qui commence par l’introduction du combustible nucléaire
dans le réacteur.
Une importance toute particulière est portée sur l’obligation de ne pas réduire le niveau actuel
de sûreté nucléaire, de la protection contre la radiation, de la sécurité technique, du suivi de la
situation radiologique, de la maîtrise d’une situation d’urgence radiologique et de la sûreté
d’une autre installation nucléaire exploitée sur le même territoire que sur lequel est située
l’installation nucléaire en construction et qui crée une situation spécifique où plusieurs
installations nucléaires sont construites sur le même territoire. Il s’agit d’exigences
essentielles, car une influence touchant une installation nucléaire existante par la construction
d’une installation nouvelle ne peut être exclue, et il est donc tout à fait indispensable de
réaliser la construction de manière que, entre autres, il n’y ait aucun impact sur les mesures
qui sont déjà mises en œuvre sur l’installation nucléaire existante afin d’assurer la maîtrise
d’une situation d’urgence radiologique, surtout en ce qui concerne les accidents radiologiques,
et pour le suivi de la situation radiologique, notamment pour le suivi des éventuelles fuites de
substances radioactives et la diffusion des rayonnements ionisants à partir de l’installation
nucléaire en exploitation. L’obligation de mettre en œuvre toutes les mesures de sécurité et de
sûreté est bien entendu applicable également à l’exploitant de l’installation nucléaire plus
ancienne, mais le texte du projet se base sur le fait que la responsabilité principale pour ce
danger, dans ce cas spécifique, peut être à la charge de la personne qui réalise la construction
de la nouvelle installation. Bien évidemment, il ne serait pas conforme au principe de la
- 251 -
sécurité juridique et de la protection des droits et des intérêts légitimes des personnes, si
l’atteinte à l’intérêt public était à la charge de la personne qui n’y est pour rien, à savoir
l’exploitant de l’installation nucléaire plus ancienne.
Les dispositions de l’article 50 découlent de la réglementation actuelle (antérieurement, elles
étaient contenues dans les règlements d’application, mais cela en contradiction avec le
principe de normalisation uniquement confié à la loi) qui est complétée par de nouveaux
éléments issus des traités ou de recommandations internationales. Il s’agit plus précisément
des documents suivants:
 la convention sur la sûreté nucléaire (articles premier, 10 et 18);
 «Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation SSR-2/2», 2011,
(articles 6.3 et 6.4);
 «Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 «Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements,»
série nº SSR-2/1, 2012;
 INSAG-12. «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants.» 75-ISAG-3,
rév. 1. AIEA, Vienne, 1999.
Concernant l’article 51:
Ces dispositions réglementent les procédures à respecter par la personne (détenteur d’une
autorisation) lors d’une des phases de la mise en service de l’installation nucléaire: le premier
démarrage physique. Le projet de texte s’applique aux installations nucléaires à réacteur
nucléaire et il tient compte du fait que ce type d’installation nucléaire est technologiquement
plus complexe et donc que sa mise en service exige un niveau d’ingérence plus poussée de la
part de l’administration centrale. Le projet souligne l’importance de procéder à l’essai de
l’installation nucléaire avant son premier démarrage physique, dans le cadre duquel le
combustible nucléaire sera introduit dans le réacteur. Il est important de terminer cette étape
avec succès et de prouver le respect de critères pertinents afin que l’office national de sûreté
nucléaire puisse autoriser l’entrée dans la prochaine étape qui est celle de la mise en service
de l’installation nucléaire.
Il est nouvellement exigé au détenteur de l’autorisation pour que dans la zone concernée par le
plan d’urgence, laquelle est établie durant la période de construction de l’installation
nucléaire, il vérifie que tout ce qui doit être réalisé à sa charge dans cette zone conformément
à l’article 135, paragraphe 2, lettre c) a bien été réalisé, à savoir si le système de suivi de la
situation radiologique sur le site de l’installation nucléaire et dans la zone concernée par le
plan d’urgence fonctionne, si les habitants vivant dans la zone concernée par le plan en cas
d’accident sont munis d’antidotes pour la prophylaxie iodée, si une information préalable des
habitants a été réalisée et si un système d’information des autorités concernées a été mis en place.
La déclaration écrite portant sur la réalisation de toutes les vérifications et sur l’état final de ces
vérifications servira de justificatif que le demandeur de l’autorisation pour le premier démarrage
physique devra remettre à l’office national de sûreté nucléaire en annexe de sa demande
d’autorisation du premier démarrage énergétique de cette installation nucléaire.
Hormis les obligations liées aux différentes phases du premier démarrage physique, ces
dispositions réglementent également la constitution d’une réserve pour le déclassement de
l’installation nucléaire. Cette disposition part du principe dit «du berceau au tombeau» pour
ce qui est de la responsabilité de l’exploitant (détenteur de l’autorisation) pour garantir la
sûreté nucléaire, la protection contre la radiation, la sécurité technique, le suivi de la situation
- 252 -
radiologique, la maîtrise d’une situation d’urgence radiologique et la sécurité de l’installation
nucléaire, et ce, même après la fin de sa durée de vie. Les auteurs de ce texte considèrent
comme indispensable le fait d’imposer une obligation de créer un fonds financier dédié au
déclassement futur de l’installation nucléaire, conformément aux procédés traditionnellement
préconisés par la communauté scientifique internationale. Les activités liées au déclassement
des installations nucléaires sont en fait financièrement très coûteuses et il serait tout à fait
juste que ces coûts ne soient pas supportés par l’État, mais par celui qui tirera un profit
immédiat de l’exploitation de l’installation, c’est-à-dire l’exploitant (soit le détenteur de
l’autorisation). En même temps, il est nécessaire de prévoir le coût du déclassement dès les
premières phases du cycle de vie de l’installation nucléaire pour le cas où il serait
indispensable de procéder précocement au déclassement de l’installation.
Pour les types d’installations nucléaires particulièrement exigeants et dont les estimations du
coût du déclassement dépassent 1 milliard de CZK, la loi nucléaire impose, en sus,
l’obligation de collecter les moyens financiers sur un compte bloqué tenu auprès d’une
banque en République tchèque. La raison réside dans la volonté d’éviter la perte des finances
ainsi collectées. En outre, les opérations réalisées avec ces moyens dédiés sont soumis à un
acte d’autorité publique revêtant la forme d’une approbation délivrée par l’administration.
Cette dernière, en qualité de garant des opérations réalisées avec les déchets radioactifs en
République tchèque est la mieux placée (même au niveau scientifique) pour décider si les
moyens collectés doivent être utilisés d’une manière efficace et dans l’intérêt de la protection
de l’intérêt public.
Les dispositions de l’article 51 découlent de la réglementation actuelle applicable au premier
démarrage physique (antérieurement, elles étaient contenues dans les règlements
d’application, mais cela en contradiction avec le principe de normalisation uniquement confié
à la loi) qui est complétée par de nouveaux éléments issus des traités ou de recommandations
internationales. Il s’agit plus précisément des documents suivants:
 la convention sur la sûreté nucléaire (articles premier, 7, 10 et 19);
 «Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation SSR-2/2», 2011,
(articles 6.3 et 6.4);
 «Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 INSAG-12. «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants.» 75-ISAG-3,
rév. 1. AIEA, Vienne, 1999.
Concernant l’article 52:
Le projet définit les exigences applicables pour la réalisation de la prochaine étape de mise en
service de l’installation nucléaire à réacteur nucléaire: le premier démarrage énergétique. Les
exigences visant cette étape de mise en service sont similaires à celles de l’étape précédente.
D’une manière générale, il est question du contrôle de la bonne exécution de cette étape et de
l’état de préparation pour le passage à la phase suivante. Le respect des exigences doit être
prouvable et documenté, de manière que l’office national de sûreté nucléaire soit en mesure
d’étudier le niveau assuré de protection contre la radiation, de sécurité technique, du suivi de
la situation radiologique, de maîtrise d’une situation d’urgence radiologique et de sécurité de
l’installation nucléaire pour cette phase et la phase suivante (c’est-à-dire lors de son
exploitation). Les exigences reflètent en outre le fait que c’est également lors de cette phase
qu’il est nécessaire de créer une réserve dédiée au déclassement de l’installation (par ailleurs,
comme lors de toutes les phases ultérieures).
- 253 -
Tout comme à l’article 51, il est nouvellement imposé au détenteur d’une autorisation qu’il
vérifie dans la zone concernée par un plan d’urgence la présence d’antidotes pour la
prophylaxie iodée, et puisque l’antidote est un médicament, il est important pour que l’objet
de cette vérification soit également le fait si l’antidote n’a pas expiré depuis le dernier
contrôle. Une déclaration écrite portant sur la réalisation de ce contrôle et sur la date
d’expiration de ces antidotes distribués servira de justificatif que le demandeur de
l’autorisation de démarrage énergétique de cette installation nucléaire devra remettre à l’office
national de sûreté nucléaire en même temps que le dépôt de sa demande d’autorisation
d’exploitation de l’installation nucléaire.
De même, les présentes dispositions découlent des exigences actuelles applicables au
démarrage énergétique (antérieurement, elles étaient contenues dans les règlements
d’application, mais cela en contradiction avec le principe de normalisation uniquement confié
à la loi) qui sont complétées par de nouveaux éléments issus des traités ou des
recommandations internationaux. Il s’agit notamment des documents suivants:
 la convention sur la sûreté nucléaire (articles premier, 7, 10, 11 et 19);
 «Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation SSR-2/2», 2011,
(articles 6.3 et 6.4);
 «Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 «Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements,»
série nº SSR-2/1, 2012;
 INSAG-12. «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants.» 75-ISAG-3,
rév. 1. AIEA, Vienne, 1999.
Concernant l’article 53:
Cet article établit les exigences relatives à la mise en service d’une installation nucléaire
dépourvue de réacteur nucléaire. Même si ces installations sont généralement moins
exigeantes du point de vue de leur exploitation (à la différence de celles contenant un réacteur
nucléaire et dont la mise en service est répartie en deux phases successives soumises à un
régime autonome d’autorisation selon les articles 51 et 52, et un nombre de phases de niveau
inférieur définies par des règlements d’application), les procédures applicables lors de leur
mise en service sont dans l’ensemble similaires en ce qui concerne la mise en œuvre de la
sûreté nucléaire, la protection nucléaire, la sécurité technique, le suivi de la situation
radiologique, la maîtrise d’une situation d’urgence radiologique et la sécurité. Le sens des
exigences est de vérifier l’état de préparation de l’installation et des éléments liés (y compris
le personnel) à l’exploitation de l’installation, et il s’agit d’un état de préparation non
seulement du point de vue de l’exploitation, mais aussi du point de vue de l’aptitude de tous
les éléments de l’activité à atteindre le niveau exigé de sûreté et de sécurité. Même pour ce
type d’installation nucléaire, une réserve doit être constituée pour des raisons évidentes qui
ont été présentées plus haut pour son déclassement.
De même, ce texte repose sur les traités et recommandations internationaux des organisations
gouvernementales et non gouvernementales:
 la convention sur la sûreté nucléaire (articles premier, 7, 10 et 19);
 «Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation SSR-2/2», 2011,
(articles 6.3 et 6.4);
- 254 -
 «Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals», série des normes de sûreté de
l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 «Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements,»
série nº SSR-2/1, 2012;
 INSAG-12. «Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants.» 75-ISAG-3,
rév. 1. AIEA, Vienne, 1999.
Concernant l’article 54:
Les dispositions de l’article 54 définissent les obligations du détenteur de l’autorisation pour
l’exploitation de l’installation nucléaire. Cette étape du cycle de vie de l’installation nucléaire
est la plus importante du point de vue de la sûreté et également la plus longue du point de vue
du temps, et c’est pour cela que le niveau et la portée des obligations dépassent les
dispositions contenues dans les articles précédents. Le cœur du texte repose sur l’obligation
de contrôler en continu et de documenter la capacité de l’installation nucléaire à fonctionner à
long terme d’une manière stable et sûre, capacité reflétée, entre autres, par la réalisation d’une
évaluation en continu de la sûreté.
Une obligation spéciale est applicable au fonctionnement des installations de recherche
nucléaire pour lesquelles de longues périodes peuvent s’écouler sans qu’elles soient utilisées
(par exemple, par manque de subventions). Mais même dans ces cas il est toutefois nécessaire
de garantir la sûreté nucléaire à long terme. La loi nucléaire impose dans ces cas à l’exploitant
l’obligation d’assurer la sûreté de cette mise à l’arrêt de long terme et dont les spécifications
seront détaillées dans un règlement d’application.
La loi n’oublie pas non plus d’encadrer spécifiquement la situation d’une mise à l’arrêt
temporel du réacteur et de son retour à l’état critique, avec une attention particulière portée
aux procédures applicables dans ce cas lors du remplacement de combustible. L’ancienne
réglementation liait ces activités à un genre spécial d’habilitation, à savoir une autorisation
pour le «retour du réacteur nucléaire dans son état critique suite au remplacement du
combustible nucléaire», mais ceci s’est montré d’un point de vue pratique comme
inapproprié, notamment à cause d’une formalisation considérable du processus connexe.
L’autorisation en vigueur actuellement est nouvellement remplacée par un ensemble
d’obligations qui permettent à l’office national de sûreté nucléaire d’évaluer pertinemment la
situation sur place (dans le cadre de l’exercice d’un contrôle) et en cas de besoin, d’intervenir
par des actes formalisés (l’imposition de mesures correctives, la publication d’une mesure
provisoire).
De même, ce texte repose sur les traités et recommandations internationaux des organisations
gouvernementales et non gouvernementales:
 la convention sur la sûreté nucléaire (articles premier, 10, 14 et 19);
 « Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation SSR-2/2 », 2011,
(articles 6.3 et 6.4);
 « Fundamental Safety Principles: Safety Fundamentals », série des normes de sûreté
de l’AIEA nº SF-1, AIEA, Vienne, 2006.
 INSAG-12. « Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants. » 75-ISAG-3,
rév. 1. AIEA, Vienne, 1999 et
 «Safety of Nuclear Power Plants: Design Specific Safety Requirements,» série nº
SSR-2/1, 2012.
Concernant l’article 55:
- 255 -
Les dispositions de cet article définissent les obligations du détenteur de l’autorisation pour le
déclassement de l’installation nucléaire. Le déclassement est un processus indispensable dont
le bon déroulement doit garantir une cessation sûre de l’activité lors de l’utilisation de
l’énergie nucléaire, mais également le retour des entités touchées (par exemple,
l’environnement) dans leur état d’avant le début de l’activité industrielle. Le processus de
déclassement est cependant très compliqué et sa complexité est liée à la nature de l’activité
exercée à l’origine. Les modèles des procédures applicables lors du déclassement sont de ce
fait divers et elles ne peuvent pas être légalement limitées à la variante la plus courte et à une
seule option. Le déclassement peut de ce fait se dérouler en plusieurs étapes, car tout le
processus est lié au nombre des différentes phases qui sont toutes relativement exigeantes (la
mise à l’arrêt progressif, la liquidation, l’enlèvement des parties démontées et des déchets
radioactifs, remise du site à l’état naturel d’origine, etc.).
La loi nucléaire prévoit que le détenteur de l’autorisation crée des systèmes efficaces de
contrôle et de suivi qui puissent garantir la sûreté et la sécurité pendant toute la durée de ce
processus souvent très long. En même temps, il est indispensable d’assurer une information
suffisante du régulateur sur les processus en cours, que les informations transmises
annuellement à l’office national de sûreté nucléaire sont censées couvrir.
Concernant les articles 56 à 59:
Ces dispositions réglementent d’une manière complète le domaine de l’assurance de la sûreté
technique et de la qualité des équipements sélectionnés. Comme cela a été décrit à d’autres
endroits, la qualité des équipements sélectionnés et le respect des exigences techniques les
visant, dans l’intérêt de la prévention de leur dysfonctionnement et les risques pour la santé, la
vie ou les biens qui en découlent sont une condition préalable pour assurer la sûreté nucléaire.
C’est pour cela qu’il est indispensable d’encadrer le comportement des entités concernées,
entre autres, par des exigences légales.
Le texte de loi actuellement en vigueur applicable au domaine des équipements sélectionnés
ne définit par le biais d’un règlement d’application que des exigences de base pour
l’assurance de la qualité des équipements sélectionnés en fonction de leur classification dans
les classes de sécurité. Dans la plupart des cas, il s’agit uniquement d’exigences systémiques
dans le domaine de la gestion des processus et des activités importantes du point de vue de la
sûreté nucléaire et de la protection radiologique et, à quelques exceptions près, le texte ne
définit pas d’exigences précises visant des équipements sélectionnés précis et leur respect.
Ces exigences et leur application sont définies jusqu’à un certain point par un règlement
d’application portant sur le respect de la sécurité technique des équipements sélectionnés,
mais uniquement en ce qui concerne les équipements sélectionnés qui sont spécialement
conçus pour les installations nucléaires.
L’objectif de la nouvelle réglementation est ainsi de définir les genres précis d’exigences
visant les équipements sélectionnés et les modalités de leur respect pour tous les équipements
sélectionnés destinés à une installation nucléaire et de combler en même temps le vide
juridique qui posait la question de savoir comment évaluer la sécurité technique pour les
équipements sélectionnés pour lesquels aucune exigence technique n’a été définie par un
règlement d’application.
Par rapport à la version en vigueur, la nouvelle mouture du texte propose, notamment:
1. l’instauration d’une obligation pour le détenteur d’une autorisation de garantir la
qualité de l’équipement sélectionné, de sorte que le système de l’installation nucléaire
- 256 -
dont l’équipement sélectionné fait partie puisse accomplir sa fonction de sûreté, de
garantir sa conformité aux exigences techniques, de documenter ce respect et de faire
contrôler régulièrement la conformité de l’équipement sélectionné exploité par un
cercle de personnes qui seront tenues de l’effectuer;
2. une définition de la portée des activités devant permettre d’assurer la sûreté technique lors
de la conception, de la fabrication, du montage, de la mise en service et de l’exploitation, y
compris lors de l’entretien et des réparations des équipements sélectionnés;
3. de définir le périmètre des personnes qui ont pour obligation de produire une
évaluation de la conformité avec les exigences techniques par l’intermédiaire d’une
personne agréée, d’une personne accréditée ou le fabricant ou le distributeur de
l’équipement sélectionné lors d’activités définies pour lesquelles la sécurité technique
doit être garantie.
Le projet de loi nucléaire distingue deux types de procédés permettant de constater si la sécurité
technique est assurée. Le premier procédé («l’évaluation de la conformité») est utilisé avant
l’utilisation même de l’équipement sélectionné ou de sa partie et il correspond aux processus
prévus par la loi nº 22/1997 du JO. Il s’agit d’une réglementation classique qui est édictée par la
loi actuellement en vigueur nº 18/1997 du JO. Le second procédé («vérification de la
conformité») sert à déterminer si l’équipement sélectionné continue à satisfaire aux exigences
techniques même durant sa mise en service. À la différence de l’«évaluation de la conformité»,
qui est confiée aux personnes agréées, accréditées ou au fabricant ou à l’importateur de
l’équipement sélectionné, la «vérification de la conformité» est confiée au détenteur de
l’autorisation, c’est-à-dire à l’exploitant de l’équipement sélectionné.
La nouvelle réglementation est en même temps étroitement liée à la question du système de
gestion (voir les articles 28 et 29), mais elle est plus générale et est applicable à n’importe
quels processus et activité, et donc également à la mise en œuvre de la sécurité technique.
C’est pour cette raison que la réglementation de la sécurité technique et de la qualité des
équipements sélectionnés ne contient pas certaines conditions, par exemple, les exigences
relatives à la qualification du personnel, la documentation relative aux procédés ou
l’élimination des non-conformités. Ces questions seront traitées par une réglementation plus
générale du système de gestion.
Le sens de la nouvelle réglementation est en même temps de préparer les conditions de
manière pour qu’il soit possible de concentrer au sein d’un règlement d’application unique
toutes les exigences visant les équipements sélectionnés, et ce, dans le cadre du mandat confié
à cet effet par le projet de loi.
Concernant l’article 60:
Cet article définit la terminologie juridique, c’est-à-dire les notions spécifiques utilisées par la
partie suivante du règlement consacrée à la protection contre les effets du rayonnement
ionisant. Il s’agit de notions utilisées dans le domaine de la protection radiologique, dont la
définition est indispensable pour comprendre et interpréter correctement la réglementation.
Dans la très grande majorité des cas, il s’agit de définitions reprises de la réglementation
d’Euratom et il s’agit donc d’une transposition.
La notion juridique de «radionucléides en source scellée» est un terme traditionnellement
utilisé dans le domaine de la protection radiologique. Le terme englobe un grand groupe de
sources de radionucléides qui ont été traitées et confinées lors de la fabrication, de sorte que la
substance radioactive ne puisse pas se libérer aux conditions prévisibles d’utilisation. Le
terme est également utilisé dans les documents juridiques internationaux et les directives BSS.
- 257 -
En définissant ce groupe de sources, il est ensuite possible de spécifier plus loin dans le texte
de loi toutes les exigences communes pour leur emploi et qui sont entièrement différentes de
celles qui s’appliquent aux radionucléides en source non-scellée, où il est nécessaire de
prendre en compte, tant l’éventualité d’une contamination des personnes, que celle de
l’environnement. Au nombre des exigences spéciales, font notamment partie les règles visant
à garantir l’étanchéité des sources, leur suivi, le contrôle de leur constance et d’autres
éléments de régulation conduisant au degré indispensable de protection radiologique.
Les zones «surveillées» et «controlees» sont des concepts utilisés tant dans la réglementation
européenne (directive BSS) que par les normes de l’AIEA. L’introduction de ces notions
permet d’encadrer d’une manière adaptée le régime sur les lieux de travail où il existe des
sources de rayonnements ionisants, en tenant compte des sources de rayonnements ionisants
utilisées et la manière dont elles sont utilisées. La finalité de cette réglementation est d’assurer
la protection des personnes qui se trouvent sur le lieu de travail contre les rayonnements
ionisants. L’aménagement technique du lieu de travail et l’encadrement du régime de séjour
sur le site font indissociablement partie des mesures de protection radiologique. Sans la
différenciation de ces deux concepts, il ne serait pas possible d’échelonner avec efficacité le
niveau nécessaire de protection radiologique, ce qui aurait pour conséquence en fin de compte
(en utilisant une approche conservatrice de la protection) d’aboutir à une charge excessive des
lieux de travail présentant un risque lié à l’activité exercée bien moindre.
La délimitation de la zone contrôlée dépend en fait de l’importance de l’exposition théorique
sur un lieu de travail donné et conditionne les exigences visant à assurer la protection des
travailleurs, par exemple, par un accès restreint, un contrôle de la contamination, etc. Il s’agit
d’une disposition de transposition, la classification des lieux de travail où une source est
utilisée étant mentionnée dans tous les documents internationaux et est appliquée d’une
manière générale au niveau international. La zone contrôlée est clairement identifiée par le
symbole prescrit et par une inscription. Elle permet de suivre le mouvement des personnes sur
ces sites, d’enregistrer le temps de leur séjour, de contrôler la contamination à l’entrée et à la
sortie du lieu de travail. Sauf exception, la consommation de denrées alimentaires est limitée,
ainsi que l’action de fumer, etc. Toutes les données sur les entrées et sur les doses reçues lors
des activités dans les zones contrôlées sont enregistrées et il est établi de quelle manière elles
doivent être conservées. Les lieux de travail sont équipés de détecteurs de contamination et du
débit de dose adaptés, et sont également préparés pour une situation d’urgence immédiate si
une fuite de radionucléides est détectée ou éventuellement si la contamination d’une personne
ou d’un objet est constatée.
La délimitation de la zone surveillée dépend en fait de l’importance de l’exposition théorique
sur un lieu de travail donné et conditionne les exigences visant à assurer la protection des
travailleurs qui sont, à la différence de la zone contrôlée, moins strictes compte tenu des
risques. La zone surveillée est identifiée et le régime n’y est pas aussi strict que dans la zone
contrôlée. Néanmoins, il n’est pas souhaitable que des personnes autres que les travailleurs
attitrés séjournent dans cette zone sans raison particulière. Le suivi de l’exposition des
travailleurs dans cet espace peut être effectué par la détection de l’environnement, que ce soit
par intervalles réguliers ou ponctuels, afin de confirmer que la situation reste inchangée.
La «limite optimale de dose» est une notion essentielle qui est importante pour l’application
du principe d’optimisation de la protection radiologique. Il s’agit d’un terme équivalent au
terme «contrainte de dose» qui est utilisé dans les documents internationaux, notamment par
la directive BSS. Cette contrainte est fixée en fonction des limites et des sources existantes, et
- 258 -
son objectif principal est de garantir qu’en présence de rayonnements issus de plusieurs
sources à la fois, les limites fixées ne seront pas dépassées. L’établissement de ces limites
optimales est primordial pour l’évaluation de l’optimisation dans la pratique. La définition de
ce terme permet par la suite d’établir clairement au niveau des exigences posées par la loi, le
rôle et l’utilisation de ces limites dans le processus d’optimisation.
Le niveau de référence diagnostique est un indicateur qui caractérise l’examen radiologique
classique applicable à un groupe normal de patients. Il s’agit d’un instrument efficace utile
pour l’appréciation et la correction du niveau de protection radiologique d’un patient. En
même temps, lors de la réalisation d’une exposition médicale, le principe de l’optimisation
doit être scrupuleusement observé, c’est-à-dire que la dose reçue par le patient ou la quantité
d’activité appliquée doivent être d’un tel niveau pour que l’information nécessaire à
l’établissement d’un diagnostic soit conservée. Cela signifie pour un procédé radiologique
précis qu’aux conditions habituelles, l’exposition ne doit être ni trop faible ni trop forte.
Un «évènement radiologique» est une notion qui est utilisée pour des situations dans le
domaine de l’exposition médicale, lorsqu’un patient est exposé d’une manière
significativement différente de celle qui a été souhaitée. Une telle exposition fautive peut
survenir en conséquence d’une erreur humaine, de la défaillance d’un instrument ou en raison
d’autres évènements imprévisibles. Un règlement d’application précise ce qu’est une
exposition fautive d’un patient lors d’une radiothérapie, en médecine nucléaire, en
radiodiagnostic et en radiologie interventionnelle. La notion d’évènement radiologique
concerne l’exposition médicale des patients (les limites d’exposition ne sont pas applicables à
l’exposition médicale) et il s’agit d’un évènement qui, généralement, ne touche qu’une seule
personne. C’est pour cette raison que cette notion est introduite afin de la différencier d’une
situation d’urgence radiologique, c’est-à-dire l’exposition inadmissible de personnes
physiques (des habitants et des travailleurs sous rayonnements). Un règlement d’application
classifie ensuite les évènements radiologiques surtout pour les besoins de l’obligation
d’informer le patient, le médecin et l’administration. La protection radiologique (exercée par
l’organe compétent en la matière) a pour devoir de prévenir ces situations, de réduire la
probabilité de leur apparition et en cas de leur survenu, de les suivre, les analyser et d’assurer à
temps une diffusion des informations, lorsqu’il s’agit d’en tirer tous les enseignements. Dans les
documents de l’Euratom (directive BSS), cette notion correspond à des «expositions
involontaires». Mais en République tchèque on utilise traditionnellement et dans la pratique la
notion d’évènement radiologique et c’est pour cela que ce terme est consigné dans le projet de loi.
Pour les besoins de la loi nucléaire, il est nécessaire de définir également la notion d’«atteinte
à la santé suite à une exposition». Non seulement la directive BSS inclue cette notion et cette
notion est donc transposée, mais elle est aussi utilisée afin de définir clairement les risques
liés aux rayonnements ionisants.
Les termes de «source abandonee», «source inutilisée» et «source de haute activité» ont été
introduits par la directive BSS (respectivement la directive qui lui est antérieure) et sont
indispensables pour une transposition et une application correcte de la directive précitée dans
l’ordre juridique tchèque.
Une «source abandonee» est la désignation commune pour un groupe de sources de
radionucléides qui, pour des raisons diverses, ne sont pas sous contrôle de l’autorité administrative
centrale (non pas dans le sens d’«activité de contrôle» selon la loi nº 255/2012 du JO, mais dans le
sens général, c’est-à-dire dans le sens d’avoir une quantité d’informations suffisante sur l’état de
la source) et d’une manière générale de toute personne concernée. Une telle définition de cette
- 259 -
notion permet ensuite de préciser les règles encadrant les opérations faites avec ces sources,
lesquelles, en pratique, lorsqu’elles sont découvertes, par hasard, par des personnes qui ne s’y
connaissent pas (par exemple, lors du traitement des métaux récupérés par un ferrailleur) peuvent
présenter un danger pour la santé des personnes. Le manque d’information peut conduire à
l’ignorance de la présence de cette source ou à une manipulation inexpérimentée avec cette source
avec toutes les conséquences indésirables que cela peut entraîner.
Une «source de haute activité» est un sous-ensemble de sources de radionucléides scellées
auxquelles s’appliquent des exigences plus strictes pour toute la durée de leur cycle de vie compte
tenu de leur «haute activité» et, de ce fait, du risque de leur détournement. Afin d’empêcher tout
détournement de ces sources potentiellement dangereuses de rayonnements ionisants, il est
nécessaire non seulement de leur assurer un marquage adéquat, mais aussi une documentation
d’accompagnement correcte, la formation du personnel et une instruction d’ordre général.
Le terme «source inutilisée» est également introduit afin d’empêcher tout «stockage inutile»
de ces sources de radionucléides sur le lieu de travail même, lorsque leur propriétaire ou tout
autre détenteur ne leur trouve aucune autre utilité. Le stockage de la source, en l’absence des
garanties nécessaires de protection radiologique, de la part de son détenteur, comme le
confirme l’expérience en pratique de longue date, peut conduire à une manipulation
dangereuse de cette source (le plus souvent sous la forme d’omission de certaines obligations
en raison de temps qui s’est écoulé sans qu’elle soit utilisée) ou de son abandon progressif (et
son déplacement dans la catégorie de «source abandonee»). Aucun de ces états n’est
souhaitable du point de vue de la protection radiologique et c’est pour cela qu’il est
nécessaire, à titre préventif, de les éviter, et ce, notamment en prévenant tout abandon des
sources radionucléides inutilisées. Un moyen efficace de prévention est de confier les sources
inutilisées à une institution qui soit habilitée à garantir leur stockage sûr dans un «stock agree».
Conformément à l’article 9, paragraphe 2, lettre f), point 6, l’exploitant d’un «stock agree» est
détenteur d’un agrément, ce qui permet non seulement de garantir un haut niveau de sécurité de
l’installation elle-même, mais aussi un exercice sûr et encadré par l’État des activités connexes
(activités exercées dans leur ensemble comme le stockage des sources de radionucléides).
Les termes de «source abandonee» et de «source inutilisée» sont également utilisés dans les
documents de l’AIEA, «Code of Conduct on the Safety and Security of Radioactive Sources»
qui s’applique à toutes les sources de radionucléides qui peuvent représenter un risque
important pour les personnes, la société et l’environnement, et certaines règles du «Code of
Conduct» ont été reprises par la législation tchèque.
Chaque groupe de sources précitées représente une certaine quantité non négligeable de
propriétés que ces sources partagent en commun et pour lesquelles le texte de loi prévoit des
exigences spécifiques pour chacune d’elles garantissant leur sécurité, les conditions de leur
manipulation, leur élimination, etc.
En cas d’exposition au radon, il est toujours question d’exposition due au radon et à ses
produits de désintégration. Les produits de désintégration du radon sont des isotopes de
métaux lourds comme le plomb, le bismuth et le polonium qui sont, du point de vue des effets
sur la santé, bien plus risqués que le gaz de radon lui-même. Ils s’accrochent aux particules des
aérosols et avec ces particules ils peuvent être inhalés et déposés dans les poumons et irradier
instantanément et à long terme le tissu pulmonaire. C’est pour cela que le rayonnement dû au
radon est introduit, tout comme dans la directive BSS, en tant que terme spécifique.
Concernant l’article 61:
- 260 -
Le paragraphe 1 reprend la réglementation actuelle qui a donné ses preuves et qui sert à
introduire un encadrement légal gradué. Selon l’importance de la source, une autorisation ou
une déclaration est demandée et, dans certains cas définis, également un enregistrement. De
même, les exigences visant la manipulation avec les sources mentionnées dans les autres
dispositions sont graduées de cette manière. La catégorisation des sources est en pratique un
instrument qui sert tant aux personnes qui les manipulent afin de mettre en place des procédés
adéquats compte tenu des risques correspondant à la catégorie de source en question, qu’aux
autorités publiques pour l’aménagement des priorités lors de l’exercice de la surveillance
d’État. À la différence de la catégorisation selon le paragraphe 2, cette catégorisation-là
s’applique à tous les types de sources de rayonnements ionisants (donc sont également
concernés les générateurs de rayonnements).
Concernant le paragraphe 2: La République tchèque a adhéré au respect des exigences du
code «Code of conduct on the safety and security of radioactive sources» (ci-après dénommé
«Code of Conduct») et du guide «Guidance on the Import and Export of Radioactive
Sources» qui y fait suite, ainsi que des documents non contraignants de l’AIEA qui servent à
assurer la sûreté lors du mouvement transfrontalier des sources. Les exigences du code «Code
of Conduct» sont respectées par tous les pays développés du monde. Par le respect du «Code
of Conduct», l’État garantit qu’il a mis en place une infrastructure suffisante (législative et
institutionnelle) pour qu’il soit capable d’accueillir sur son territoire et de garantir la sûreté
des sources et, en même temps, que les sources provenant de cet État et les sociétés qui les
manipulent sont soumises à une surveillance réglementaire appropriée. Compte tenu du fait que la
catégorisation générale des sources selon le paragraphe 1 (à savoir pour les besoins d’encadrement
des activités les visant) ne correspondant pas à la catégorisation des sources selon l’AIEA, sur
laquelle le code «Code of Conduct» est basé, une catégorisation spéciale est introduite pour les
sources radionucléides correspondants à la répartition des sources selon l’AIEA.
Concernant le paragraphe 3: Pour les besoins de la graduation de l’approche des exigences
applicables aux différents types de lieux de travail, les lieux de travail utilisant des sources de
rayonnement ionisant sont répartis en quatre catégories (I à IV) avec des contraintes
croissantes pour ces lieux de travail. La réglementation actuellement en vigueur et éprouvée
nº 18/1997 du JO et l’arrêté nº 307/2002 du JO ont été repris. De même que pour la
catégorisation des sources, la catégorisation des lieux de travail sert à instaurer des règles
pertinentes pour l’exploitation des lieux de travail et leur contrôle par les autorités publiques,
prenant en compte les risques encourus pour chaque catégorie de lieu de travail.
Concernant le paragraphe 4: La répartition des travailleurs dans deux catégories permet
d’appliquer une approche progressive pour leur protection. Les dispositions suivantes visant,
par exemple, le suivi personnel, le travail en zones contrôlées et la surveillance médicale
restent fidèles à cet esprit. Une catégorisation n’est pas demandée là où les travailleurs sous
rayonnements ne sont pas soumis à des exigences spéciales, au sens de leur suivi et de leur
surveillance médicale. Ces dispositions transposent les exigences de la directive BSS pour la
protection des «exposed workers» (travailleurs sous rayonnements).
Étant donné que l’exposition aux rayonnements ionisants sur le lieu de travail représente un
risque pour la santé des travailleurs, il va de soi de considérer une telle exposition comme
étant un facteur de risque dans le cadre des conditions de travail conformément à la
réglementation du travail. Le niveau plus élevé d’exposition des travailleurs classés dans la
catégorie A justifie d’accorder à ces travailleurs le statut des emplois relevant de la deuxième
et troisième catégorie des emplois à risques au sens de la loi nº 258/2000 du JO sur la
- 261 -
protection de la santé publique. Il s’agit notamment du régime des inspections médicales, du
suivi et d’autres spécialités répertoriées par la réglementation du travail, la loi nucléaire et la
réglementation sanitaire (loi nº 373/2012 du JO portant sur les services spécifiques de santé,
la loi nº 258/2000 du JO sur la protection de la santé publique, l’arrêté nº 79/2013 du JO
relatif aux services de la médecine du travail). Les autres activités réalisées en relation avec
des sources de rayonnements ionisants ne sont pas soumises à une exposition significative et
c’est pour cela qu’elles ne sont pas classées parmi les emplois de la première catégorie.
Concernant les articles 62 et 63:
Les dispositions de ces articles encadrent clairement l’exercice des activités effectuées dans le
cadre de situations d’exposition planifiées. Elles portent l’accent sur des principes généraux
régissant la protection radiologique et qui sont déjà énoncés par les principes fondamentaux
établis en introduction de la présente réglementation et englobent un troisième principe
fondamental, le principe d’une exposition limitée. À la différence des deux principes
précédents, ce principe-là permet clairement un encadrement strict, car il suppose la définition
de limites précises d’exposition qui ne doivent pas être outrepassées. Malheureusement, il ne
peut être appliqué qu’à un périmètre restreint d’activités, lors desquelles il le niveau d’exposition
peut être anticipé et limité, sans que les résultats souhaités apportés par l’activité réalisée avec le
rayonnement ionisant en soient affectés. Dans les autres cas, par exemple lors d’expositions
médicales, le principe de la limitation ne peut être appliqué, car cela pourrait faire échouer
l’objectif recherché par l’exposition (l’établissement d’un diagnostic ou un traitement).
Les limites sont fixées de la même manière que par les recommandations de la CIPR nº 60 et
103 et la réglementation communautaire actuellement en vigueur (directive BSS). Le principe
évoqué est une exigence issue de la réglementation communautaire et doit être transposé dans
la réglementation nationale, y compris la limitation de l’exposition lors d’une situation
spéciale et lors d’une exposition exceptionnelle.
Les limites autorisées sont établies par l’office national de sûreté nucléaire sur la base de
l’optimisation et de l’évaluation des technologies disponibles permettant de parvenir à des
doses manifestement inférieures aux limites fixées. Cela permet ainsi de garantir que tous les
procédés possibles et optimisés puissent être appliqués dans la pratique pour réduire les doses.
La possibilité de fixer une limite autorisée permet également d’assurer qu’en cas de l’action
de plusieurs sources d’exposition provenant de plusieurs détenteurs d’autorisations et agissant
sur une seule personne représentative, que cette exposition puisse être régulée avec efficacité
de sorte à garantir le non-dépassement des limites générales fixées pour les habitants. Ce
procédé est déjà prévu par la réglementation existante.
Concernant l’article 64:
Les dispositions de ces articles permettent de limiter l’exposition des personnes qui peuvent
être exposées à l’occasion d’une exposition médicale d’autres personnes. Il s’agit, par
exemple, des membres de la famille qui peuvent aider à retenir un enfant lors de l’examen ou
qui habitent dans le même foyer avec un patient sous traitement de radiopharmaceutiques.
Leur exposition ne peut être entièrement exclue, car leur rôle lors des activités impliquant un
rayonnement ionisant est souvent irremplaçable. Les conditions sont donc aménagées de sorte
que le niveau du risque encouru pour leur santé soit le plus faible possible.
Le texte s’applique ensuite à assurer la protection des femmes enceintes et allaitantes, car les
risques d’exposition sont plus importants pour les enfants qui ne sont pas encore nés
(embryon ou fœtus) ou les nourrissons. Dans le cas de ces groupes de personnes, il est
- 262 -
indispensable d’établir des exigences légales plus strictes (y compris les limites) vis-à-vis du
régime général, de manière que le même niveau minimal de protection soit garanti pour le
fœtus ou le nourrisson comme pour les personnes de parmi les habitants. Ces dispositions
transposent les exigences pertinentes de la directive BSS.
Concernant l’article 65:
Ces dispositions établissent les conditions dont le respect conditionne la possibilité de
dépasser, à titre exceptionnel, les limites d’exposition, et ce, afin de réaliser des travaux
indispensables qui ne peuvent pas être réalisés par un autre moyen et qu’il est nécessaire de
réaliser. La non-réalisation de ces travaux pourrait avoir pour conséquence une exposition
plus importante et inutile de nombre de personnes. Il s’agit habituellement de réparations plus
contraignantes ou de travaux lors de l’élimination de lieux de travail. L’appréciation de la
nature indispensable de ce genre de travaux compte tenu de l’importante de l’exposition
supposée fait l’objet d’une procédure ouverte par l’office national de sûreté nucléaire. Étant
donné qu’il ne s’agit que de quelques cas, de plus qui sont à chaque fois très spécifiques, la
mise en place d’un cadre réglementaire routinier serait difficile à faire et serait inefficace. Il
s’agit là aussi d’une transposition de la directive BSS.
Concernant l’article 66:
Les dispositions de cet article réglementent en détail l’application du principe d’optimisation
prévu par l’article 5 de la loi nucléaire (à savoir le principe dit ALARA). Ils établissent les
éléments de base qui doivent être pris en compte dans le cadre de l’optimisation, à savoir la
portée de l’exposition, sa probabilité et le nombre de personnes exposées au rayonnement, car
tous ces éléments influencent la nature et le niveau des moyens mis en œuvre pour la
protection contre les rayonnements ionisants (c’est-à-dire la protection radiologique).
Le paragraphe 2 établit plus précisément quand et de quelle manière l’optimisation doit être
réalisée. Le type de situation d’exposition est toutefois un élément décisif. C’est ce qui
déterminera le choix des instruments qui permettront d’évaluer les doses et les moyens mis en
œuvre pour leur diminution dans le cadre du processus d’optimisation. La nature de la
situation d’exposition (c’est-à-dire si le rayonnement est prévisible, s’il est possible de limiter
son niveau et sa portée, etc.) se projette dans le caractère de ces instruments qui sont les
limites d’optimisation lors de la planification des situations d’exposition et le niveau de
référence lors de situations d’exposition existantes ou accidentelles.
Les détails concernant leur emploi sont extrêmement techniques et leur description est donc
confiée à un règlement d’application.
Concernant l’article 67:
Le principe de dispense de régulation est un principe mis en place par les normes
internationales et la réglementation communautaire. Il sert à exclure de la régulation les
activités réalisées avec des sources de rayonnements ionisants présentant des risques qui sont
négligeables du point de vue de la protection radiologique et pour lesquelles une régulation
serait injustifiée et induirait une charge administrative inutile. L’aspect négligeable de ces
risques est défini par un certain niveau de dose efficace compté en dizaines de µSv.
Des scénarios construits à partir de voies d’exposition sont utilisés pour les sources de
rayonnements ionisants générées par une substance radioactive et une dose précise est
calculée en fonction d’une quantité précise suivant le radionucléide donné. Ce principe est
appliqué de sorte que sont établis des niveaux d’activité généraux ou des activités volumiques
(la même chose pour Euratom) motivant une exemption ou des exemptions sont autorisées sur
- 263 -
la base de scénarios spécifiques étudiés par l’office national de sûreté nucléaire visant une
quantité même plus importante de substance radioactive.
Une exception particulière au principe d’exemption est appliquée aux produits de
consommation où un radionucléide est ajouté, et ce, compte tenu de sa gravité et de
l’éventualité d’un risque potentiel pour le très grand public. Ces produits sont soumis à un
régime particulier d’agrément (qui touche sa fabrication, son importation et son exportation).
S’ils ne sont pas soumis à un régime d’agrément, leur accès au public est totalement interdit et
les cas d’exemption ne les concernent pas. Dans le cas contraire, l’État serait incapable de
protéger ses citoyens contre les risques inhérents aux rayonnements ionisants, car ces produits
sont en grande quantité et ils se retrouvent très souvent sur le marché.
Ces dispositions transposent la directive BSS.
Concernant l’article 68:
Il s’agit d’obligations de base et sans leur respect, il ne serait pas possible d’assurer le respect
de la présente loi et donc de garantir le niveau exigé de protection contre le rayonnement. Ces
obligations s’appliquent aux personnes qui, conformément à la présente loi, peuvent opérer
avec une source de rayonnement ionisant sur la base d’une autorisation ou d’un
enregistrement. Le niveau du risque lié aux activités réalisées par le déclarant est si faible
qu’il n’est pas nécessaire d’encadrer le déclarant en lui imposant ces obligations.
Motivations concernant les lettres a) et b): Il s’agit d’une obligation s’appliquant à la mise en
œuvre du respect des limites d’exposition, et ce spécifiquement pour les cas où un travailleur
intervient sur plusieurs lieux de travail en même temps et, qui plus est, pour plusieurs
détenteurs d’autorisation. Étant donné que les limites d’exposition remplissent leur objectif (la
protection contre les effets des rayonnements) uniquement dans le cas où elles s’appliquent à
toutes les expositions professionnelles d’un travailleur donné, il est indispensable que ces
rayonnements soient additionnés les uns aux autres. Étant donné que dans ce cas une
coopération entre plusieurs détenteurs d’autorisation s’avère nécessaire, leur coopération est
alors rendue obligatoire.
Motivations concernant la lettre c): Cette obligation permet à l’office national de la sûreté
nucléaire d’être immédiatement informé du dépassement de la limite d’exposition. Étant
donné que le respect des limites est l’un des principes fondamentaux de la protection
radiologique et leur dépassement signale une violation grave des exigences posées par la
présente loi, c’est-à-dire un évènement qui a une incidence immédiate sur la protection des
personnes contre le rayonnement, il est nécessaire que l’office national de la sûreté nucléaire
puisse immédiatement réagir à la situation née par la réalisation d’un contrôle et
éventuellement par l’imposition d’une mesure corrective.
Motivations concernant la lettre d): Cette obligation fait porter aux détenteurs de sources de
radionucléides dans le cas où ils souhaiteraient remettre ces sources à d’autres personnes (par
exemple, s’ils ne veulent plus continuer à les utiliser), la responsabilité d’assurer leur sécurité
en ne les transmettant qu’aux seules personnes habilitées. Cela permet de garantir que les
sources de radionucléides (soit les sources où il existe un risque permanent d’exposition,
c’est-à-dire qu’il n’est pas possible de les «éteindre») ne seront remises qu’entre les mains de
personnes qui sont dûment équipées à cet effet (en personnel, connaissances et équipements)
afin qu’elles puissent manipuler avec.
Motivations concernant la lettre e): L’exigence demandant la catégorisation des sources est
une condition indispensable permettant l’application des différents niveaux des exigences
- 264 -
légales. Des obligations significativement moins contraignantes sont imposées aux sources
moins dangereuses, classées dans les catégories inférieures étant donné les activités dont elles
font l’objet engendre des risques plus faibles. En même temps, la catégorisation des sources
ne peut être réalisée que par un détenteur d’une autorisation ou d’un déclarant qui connaît la
nature de son équipement.
Motivations concernant les lettres f) et g): la loi nucléaire conserve l’obligation de réaliser des
essais d’admission et des essais de stabilité à long terme. La réalisation de ces essais est un outil
standard permettant d’assurer la qualité et qui est courant dans tous les pays. En même temps, on
trouve également ce concept dans les réglementations d’autres domaines de l’activité humaine
(par exemple, le contrôle technique). La réalisation d’un essai (initial) d’admission et d’un essai
de la stabilité à long terme par des personnes hautement qualifiées (il s’agit d’une activité
réglementée) garantie aux personnes qui utilisent ces sources et aux personnes qui sont traitées ou
examinées par ces sources, que ces appareils disposeront des conditions techniques requises, et ce,
même pendant toute la durée de leur exploitation. Étant donné qu’un mauvais état technique
pourrait être à l’origine d’une exposition injustifiée du personnel ou des patients ou d’autres
personnes, il est indispensable de procéder à ces essais, et ce, dans des intervalles réguliers. Dans
ce contexte, la loi fait la différence entre la «vérification des performances et des paramètres» qui
est réalisée sur le lieu de travail par ses propres moyens, d’une manière routinière, et l’«évaluation
des performances» qui est réalisée par d’autres personnes titulaires d’un agrément spécial, lors
d’intervalles nettement plus longs et davantage en profondeur.
La loi nucléaire conserve l’obligation de réaliser des essais visant la constance de
fonctionnement. Tout ce qui a déjà été écrit est également valable pour les essais visant la
constance de fonctionnement, mais qui, à la différence des essais d’admission et de la stabilité
à long terme, ne doit pas être réalisé par des personnes titulaires d’un agrément de l’office
national de la sûreté nucléaire. Il s’agit de tests courants et même quotidiens, dont la
réalisation n’est pas aussi exigeante et c’est pour cela qu’ils sont supposés être réalisés
directement par des personnes sur le lieu de travail. Afin de garantir une réalisation de qualité
de ces essais, il est néanmoins nouvellement exigé que ces essais soient réalisés par des
personnes ayant la qualification professionnelle requise.
Motivations concernant la lettre h): Ce point impose une obligation que l’on retrouve
habituellement également dans d’autres règlements encadrant l’utilisation de moyens
techniques et qui découle de la directive BSS, à savoir l’obligation d’utiliser la source de
rayonnements ionisants en conformité avec le mode d’emploi. En général, cette norme est
basée sur la présomption que le fabricant de l’appareil est le mieux informé sur son côté
technique et qu’il connaît les procédés à respecter pour une utilisation sûre. La connaissance
et l’utilisation du mode d’emploi créé et fourni par le fabricant est donc une condition
permettant d’assurer la protection radiologique.
Motivations concernant la lettre i): Cette obligation fait suite à l’obligation précédente de
réaliser des essais d’admission et de stabilité à long terme et garantie que les résultats de ces
essais seront pris en compte lors du fonctionnement de l’appareil (c’est-à-dire que soit
l’appareil est réparé ou il est mis hors service). La nouvelle loi nucléaire conserve l’exigence
de ne pas utiliser l’appareil lorsque les essais n’ont pas été concluants.
Concernant la lettre j): Cette disposition exige l’élaboration de consignes d’intervention et
d’un règlement interne pour le lieu de travail qui exerce des activités en relation avec des
sources de rayonnements ionisants. Il est possible d’assurer une protection radiologique
efficace qu’à la condition qu’un système de règles interne soit créé dans le cadre de l’entité
- 265 -
concernée, et ce, en conformité avec les exigences de la réglementation généralement
contraignante (et avec ses règlements d’application). Pour que le système de protection
radiologique puisse réellement fonctionner, les règles internes doivent être connues de la
personne concernée, donc au minimum accessibles en toutes circonstances aux travailleurs de
cette personne. Les consignes d’intervention sont des règles internes spécifiques en cas d’une
situation d’urgence radiologique. Nombre de détenteurs d’autorisation pour l’exercice
d’activités dans le cadre de situations d’exposition n’élaboreront pas de plan d’urgence
interne, et ces consignes constitueront alors pour eux un document de base pour pouvoir
donner une réponse éventuelle à une situation d’urgence radiologique.
Concernant la lettre k): Cette obligation garantit qu’après la fin de l’utilisation de la source
son élimination sera assurée. Si les moyens nécessaires à l’élimination des sources ne sont pas
assurés, il y a un risque que les sources soient stockées durablement sur le site même de
travail et ces sources peuvent alors devenir dangereuses. Ici aussi on se base sur des principes
internationalement reconnus considérant que chaque État se charge d’éliminer les sources qui
sont exploitées sur son propre territoire et s’oppose aux situations où ses propres sources et
celles provenant d’autres pays s’accumuleraient sur son territoire et y seraient ensuite
durablement stockées. Cette disposition vise donc à créer un système, dans le cadre duquel
l’utilisateur de la source de rayonnements ionisants devrait avoir la possibilité de procéder à
une cessation sûre de l’activité exercée avec une telle source, par exemple, en la remettant à
l’importateur ou au distributeur lequel veillera à la transmettre au fabricant ou à une autre
personne. Le risque lié à une manipulation non souhaitée avec la source (que ce soit son
détournement ou uniquement son stockage sans qu’une protection radiologique soit assurée)
devrait ainsi être éliminé grâce aux soins apportés par les fournisseurs de la chaîne
d’approvisionnement qui réalisent des profits sur la fabrication et la vente des sources. On
peut présumer que les coûts liés à une manipulation sûre avec les sources soient répercutés par
ces entités sur les prix des sources de rayonnements ionisants. Cette façon d’assurer une
cessation sûre des activités liées à une source de rayonnements ionisants est relativement
moins contraignante du point de vue administratif et à d’autres égards pour la sphère
entrepreneuriale que la mise en place d’un système de versements d’acomptes ou d’un type
spécial d’assurance commerciale.
Concernant la lettre l): Ces dispositions établissent des obligations applicables à la fabrication,
l’importation ou l’exportation d’un produit de consommation où des radionucléides sont
ajoutés. Étant donné que ces produits sont relativement librement transmis au public pour leur
utilisation, alors les activités commerciales les concernant sont soumises à un régime plus
strict dans l’intérêt de la protection des habitants contre le rayonnement ionisant. Les
utilisateurs doivent disposer de toutes les informations pertinentes qui puissent garantir non
seulement qu’ils pourront manipuler avec le produit sans causer de préjudices à soit ou à
autrui, mais également que l’environnement n’en soit pas affecté. D’une manière générale, les
exigences ne s’écartent pas du cadre établi pour d’autres produits potentiellement dangereux,
à savoir que les informations devraient informer des risques inhérents au produit et des
solutions qui existent pour remédier aux préjudices subis.
Concernant la lettre m): Cette exigence demandant au fournisseur d’une source de
rayonnements ionisants de la faire accompagner de la documentation nécessaire est une
condition indispensable pour que la source continue à être traitée en conformité avec les exigences
de la présente loi. Le fournisseur dispose d’informations concernant les performances de la source
et il est donc souhaitable que leur transmission à l’utilisateur soit assurée.
- 266 -
Concernant la lettre n): Tout employé doit être informé des risques inhérents à l’exercice de son
travail et doit disposer de toutes les informations indispensables à l’exercice de son activité, et
cela compte d’autant plus pour un travailleur sous rayonnements. Ceci est une condition
indispensable pour que le travailleur puisse dûment respecter tous les consignes et règlements et
pour qu’il agisse lors de son travail de manière à assurer sa propre protection et celle des autres
personnes. De même, la communication d’informations portant sur les risques est indispensable
du point de vue de la liberté individuelle des personnes, qui sont alors en mesure de se décider
librement et en toute connaissance de cause si elles souhaitent exercer le travail en question.
Concernant la lettre o): L’exigence portant sur la nécessité d’une formation continue des
travailleurs est indispensable afin de leur assurer une information suffisante pour qu’ils
sachent comme doivent-ils procéder avec la source lors de leur travail et comme doivent-ils
veiller à leur propre protection radiologique. En l’absence d’un degré d’information
convenable du personnel, toute mesure de protection de nature technique serait inefficace.
Cette disposition implémente également la directive BSS.
Concernant la lettre p): L’obligation de fournir au travailleur un équipement de protection est
logiquement vouée à assurer la protection des personnes. Il s’agit d’un principe général
consacré par le droit du travail. L’instauration de cette obligation fait l’objet de contrôle de la
part de l’office national de sûreté nucléaire, soit donc de l’autorité compétente pour évaluer le
caractère suffisant (la quantité requise) et l’adéquation des éléments de protection utilisés.
Concernant la lettre q): De même la transmission à l’office national de sûreté nucléaire
d’informations concernant un accès non autorisé à la source de rayonnements ionisants ou son
grave endommagement est une condition pour une intervention efficace de l’autorité publique
contre un éventuel détournement de cette source ou contre une exposition indésirable. Ce
n’est qu’avec un nombre suffisant d’informations que les autorités publiques sont capables
d’exercer à temps les prérogatives qui leur ont été confiées par la loi (décider d’une mesure
d’urgence, contacter le corps des sapeurs-pompiers et la police de la République tchèque).
Cette disposition est également une disposition de transposition (directive BSS).
Concernant l’article 69:
Il s’agit d’obligations spéciales sans le respect desquelles il ne serait pas possible d’assurer le
respect de la présente loi et donc de garantir le niveau exigé de protection contre le
rayonnement. Il s’agit d’obligations spécifiques qui s’appliquent aux activités qu’il n’est
possible d’exercer que sur la base d’une autorisation.
Concernant la lettre a): Même si cette disposition se traduit par une légère augmentation des
obligations administratives du détenteur d’une autorisation (mais même à l’heure actuelle il
doit procéder une fois par an à l’inventaire des sources et communiquer le résultat de cet
inventaire à l’office national de sûreté nucléaire, et de lui envoyer le plan et l’évaluation de
l’entraînement à l’état de préparation en cas d’accident), elle s’avère cependant nécessaire. Il
s’agit d’une forme de «safety assessment» (évaluation de la sécurité) demandée tant par les
normes internationales («Safety Assessment for Facilities Activities», nº GSR, partie 4) que
par la réglementation d’Euratom (directive BSS).
Concernant la lettre b): Cette obligation garantit également qu’après la fin de l’utilisation de
la source son élimination sera assurée. Cette disposition, tout comme le texte de la lettre k) de
l’article précédent, vise à créer un système, dans le cadre duquel l’utilisateur de la source de
rayonnements ionisants devrait avoir la possibilité de procéder à une cessation sûre de
l’activité exercée avec une telle source, par exemple, en la remettant au fabricant ou à une
- 267 -
autre personne. Le risque lié à une manipulation non souhaitée avec la source (que ce soit son
détournement ou uniquement son stockage sans qu’une protection radiologique soit assurée)
devrait ainsi être éliminé grâce aux soins apportés par les fournisseurs de la chaîne
d’approvisionnement qui réalisent des profits sur la fabrication des sources. On peut présumer
que les coûts liés à une manipulation sûre avec les sources soient répercutés par ces entités sur
les prix des sources de rayonnements ionisants. Cette façon d’assurer une cessation sûre des
activités liées à une source de rayonnements ionisants est relativement moins contraignante du
point de vue administratif et à d’autres égards pour la sphère entrepreneuriale que la mise en
place d’un système de versements d’acomptes ou d’un type spécial d’assurance commerciale.
Concernant la lettre c): Cette exigence émane pour l’essentiel de la directive Euratom et
également de la réglementation actuelle. Le sens de ce texte est de vérifier par intervalles
réguliers la présence de la source et son état, de manière à prévenir sa perte, éventuellement
que sa perte soit révélée à temps ou que sa dépréciation survenue suite à des conditions de
fonctionnement inadaptées soit constatée. Enfin, l’envoi du résultat de l’inventaire à l’office
national de la sûreté nucléaire est une forme de contrôle révélant si le détenteur de
l’autorisation déclare l’état de la source à l’office.
Concernant la lettre d): Cette disposition s’applique à un cas spécifique de source de
rayonnements ionisants où une fuite d’un radionucléide dans les environs provoquant une
exposition peut se produire. Des exigences s’appliquent à cette source de radionucléide dite
scellée visant à prévenir une telle fuite, c’est-à-dire à s’assurer de son étanchéité (et de la
protection radiologique de surcroît). Lorsque son étanchéité n’est pas assurée, il est alors
nécessaire, afin d’atteindre le degré nécessaire de protection radiologique, de mettre en place
un régime d’urgence, ce qui se traduit, dans ce cas, par une manipulation faite avec la source
comme s’il s’agissait d’une source non scellée pour laquelle s’appliquent d’autres exigences
(plus strictes peut-on dire).
Concernant la lettre e): Ce texte établit des obligations spéciales s’appliquant au déclassement
d’un centre de stockage de déchets radioactifs. Pour que la manipulation faite avec ce genre
de déchets soit sûre et que la sécurité de son entreposage permanent soit garantie, la loi
ordonne la fermeture du centre de stockage, en tant que phase finale de son déclassement.
Cette étape permet d’isoler définitivement ce déchet radioactif de la vie en société et il cesse
de présenter un risque potentiel pour le public. Le respect de cette obligation permet
également de clore le cycle de vie du centre de stockage et son exploitant peut alors être libéré
des obligations liées à son exploitation et son déclassement.
Concernant la lettre f): Ces dispositions sont parallèles à celles de l’article 48 exigeant la
déclaration des modifications touchant l’exercice d’activités liées à l’utilisation de l’énergie
nucléaire. Il en va de même pour les modifications touchant la protection radiologique, le
suivi de la situation radiologique et la maîtrise d’une situation d’urgence radiologique qui
doivent être déclarées à l’office national de sûreté nucléaire pour que les autorités publiques
puissent évaluer leurs impacts et les modalités de leur exécution.
Le paragraphe 2 contient une habilitation permettant de préciser ces exigences par arrêté
d’application, car ces obligations demandent à être détaillées.
Concernant l’article 70:
Il s’agit d’obligations de base et sans leur respect, il ne serait pas possible d’assurer le respect
de la présente loi et donc de garantir le niveau exigé de protection contre le rayonnement. Il
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s’agit d’obligations spécifiques qui s’appliquent aux activités qui peuvent être exercées sur la
base d’une déclaration.
L’exigence demandant de nommer une personne responsable garantie que le déclarant dispose
d’une personne ayant des connaissances de base concernant les effets des rayonnements
ionisants, la protection radiologique, les sources de rayonnements, etc., et qui lui permet de
manipuler avec la source d’une manière sûre et dans le respect de la réglementation. Puisqu’il
s’agit de sources simples et d’activités courantes, la préparation d’un dossier pour cette
activité n’est pas demandée, mais tous les modes opératoires de base seront précisés par un
règlement d’application.
Concernant l’article 71:
Il s’agit d’obligations de base et sans leur respect, il ne serait pas possible d’assurer le respect
de la présente loi et donc de garantir le niveau exigé de protection contre le rayonnement
(notamment en ce qui concerne une fourniture suffisante d’informations aux autorités
publiques). Il s’agit d’obligations spécialement imposées aux personnes exerçant une activité
qui peut être exercée sur la base d’une déclaration et pour laquelle aucune autre obligation
spécifique n’est établie (obligations générales et principes).
Une cessation sûre de l’activité liée à une source de rayonnements ionisants est la condition pour
que des personnes non informées ou non autorisées ne puissent pas manipuler avec la source et
qu’elles n’y soient pas exposées. Il n’est pas nécessaire ensuite de préciser le niveau de sûreté
devant être appliqué à la cessation de l’activité (étant donné l’étendue des activités déclarées, cela
ne serait même pas possible), puisqu’il est possible de le déduire des principes généraux et des
exigences applicables à la prévention de l’exposition des personnes ou de l’environnement.
Les dispositions établissent ensuite pour ces personnes certaines obligations, qui s’appliquent
également aux détenteurs d’autorisations et aux déclarants, à savoir l’obligation de répertorier
les sources de rayonnements ionisants, la réalisation d’essais de stabilité de fonctionnement et
l’utilisation de la source de rayonnements ionisants conformément à son mode d’emploi. Les
raisons justifiant ces obligations sont similaires à celles déjà mentionnées, à savoir qu’il s’agit
là encore d’une transposition des exigences établies par la directive BSS.
Concernant l’article 72:
La législation actuelle applicable à la surveillance systématique du respect des exigences
visant la protection radiologique est conservée. Afin d’assurer cette surveillance systématique,
des personnes doivent être nommées à cet effet, qui soient dûment qualifiées dans le domaine
des activités liées à des sources, qui connaissent la réglementation applicable et qui ont une
connaissance théorique des effets du rayonnement ionisant et des principes physiques.
Conformément à l’article 30, ces personnes doivent avoir une qualification professionnelle
spécialisée qui a été vérifiée par l’office national de la sûreté nucléaire, et elles sont pour le
détenteur d’une autorisation la garantie d’une manipulation sûre avec les sources et du respect
de la réglementation.
La surveillance systématique est exercée par un superviseur et dans des cas spécifiques,
également par une personne chargée d’effectuer une surveillance directe de la protection
radiologique. Une approche graduée est donc appliquée. Des activités d’ordre théorique sont
confiées au superviseur afin d’assurer la protection radiologique et son rôle est
essentiellement celui de la formation et de l’aide à l’organisation de la protection. La présence
d’une personne effectuant une surveillance directe de la protection radiologique est exigée sur
les lieux de travail présentant un risque plus élevé de rayonnements ionisants. Son activité
- 269 -
revêt un caractère plus concret en accomplissant des missions découlant d’exigences plus
strictes pour le fonctionnement d’un lieu de travail dont l’activité est plus dangereuse. La
nature de ces missions est notamment le contrôle et la direction. Le superviseur doit être habilité
directement par le détenteur de l’autorisation et devra répondre de ses activités directement à la
direction de l’institution ou de l’entreprise donnée. Cette exigence transpose la directive BSS et la
fonction de superviseur correspondant en fait à la fonction de «radiation protection expert» (expert
en radioprotection) et la personne effectuant une surveillance directe de la protection radiologique
est le «radiation protection officer» (responsable de la radioprotection).
La présence d’un service spécialisé de radioprotection est également exigée pour les
installations énergétiques nucléaires. Cette exigence est présente dans nombre de
recommandations internationales et elle est également mentionnée par la directive BSS.
L’exigence fondamentale pour un tel service est son indépendance vis-à-vis des services de
production de l’exploitant, car l’objectif est d’éliminer autant que possible toute pression
exercée sur la limitation ou la diminution de la sûreté radiologique pour des raisons
économiques, par exemple, en réduisant la durée de la mise à l’arrêt du réacteur. Un
règlement d’application déterminera des exigences bien plus précises concernant le
fonctionnement de ce service.
Concernant l’article 73:
Il s’agit d’une disposition courante permettant d’encadrer d’une manière adaptée le régime sur
les lieux de travail ayant des sources de rayonnements ionisants, en tenant compte des sources
de rayonnements ionisants utilisées et la manière dont elles sont utilisées. La délimitation
d’une zone contrôlée dépend de l’importance de l’exposition théorique sur un lieu de travail
donné et conditionne les exigences visant à assurer la protection des travailleurs, par exemple,
par un accès restreint, un contrôle de la contamination, etc. Il s’agit d’une disposition de
transposition. La classification des lieux de travail ayant des sources de rayonnements
ionisants est mentionnée dans tous les documents internationaux et est appliquée d’une
manière générale au niveau international. La zone contrôlée doit être clairement identifiée par
le symbole et l’inscription demandée. Cela permet de suivre le mouvement des personnes sur
ces lieux de travail, d’enregistrer le temps de leur séjour, de contrôler la contamination lors de
l’entrée et de la sortie de ces sites et, sauf exception, toute alimentation est interdite sur ces
sites, ainsi que d’y fumer, etc. Toutes les données concernant les entrées et les doses relevées
lors des activités effectuées dans la zone contrôlée sont enregistrées et leur mode de
conservation est clairement fixé. Les lieux de travail sont équipés de détecteurs de
contamination et du débit de dose adaptés, et sont également préparés pour une situation
d’urgence immédiate si une fuite de radionucléides est détectée ou éventuellement si la
contamination d’une personne ou d’objets est constatée.
Concernant l’article 74:
Il s’agit d’une disposition courante permettant d’encadrer d’une manière adaptée le régime sur
les lieux de travail ayant des sources de rayonnements ionisants, en tenant compte des sources
de rayonnements ionisants utilisées et la manière dont elles sont utilisées. La délimitation de
la zone surveillée dépend de l’importance de l’exposition théorique sur un lieu de travail
donné et conditionne les exigences visant à assurer la protection des travailleurs qui sont, à la
différence de la zone contrôlée, moins strictes compte tenu des risques.
La zone surveillée est également identifiée, mais le régime n’y est pas aussi strict que dans la
zone contrôlée. Néanmoins, il n’est pas souhaitable que des personnes autres que les
travailleurs attitrés séjournent dans cette zone sans raison particulière. Le suivi de l’exposition
- 270 -
des travailleurs dans cet espace peut être effectué par la détection de l’environnement, que ce
soit par intervalles réguliers ou ponctuels, afin de confirmer que la situation reste inchangée.
Concernant l’article 75:
Ce texte est repris de la réglementation actuellement en vigueur (arrêté nº 307/2002 du JO). Il
établit les exigences fondamentales dont le respect permet de considérer comme sûrs les lieux de
travail ayant des sources de rayonnements ionisants. Le lieu de travail est évalué en trois phases:
la phase qui précède le début des travaux (projet, construction et mise en exploitation), la phase
durant son exploitation et la phase de la cessation des activités sur le lieu de travail.
Concernant le paragraphe 2: Comme c’est le cas pour les installations nucléaires, la
construction de certains lieux de travail importants ayant des sources de rayonnements
ionisants se traduit par des coûts élevés à prévoir à l’avenir, en raison des besoins de leur
déclassement sûr, à savoir leur élimination. C’est pour cela que des exigences similaires sont
applicables aux lieux de travail des catégories III et IV et ce, pour les mêmes raisons. Il s’agit
de l’obligation de déclasser un tel lieu de travail, de préparer son déclassement et de le
déclasser, et ce, en utilisant les moyens collectés à cet effet sur un compte dédié. La loi
nucléaire apporte une solution à cette difficulté en renvoyant au passage pertinent de la loi qui
traite de cette question et, en même temps, la loi autorise une exception applicable aux
institutions créées par l’autorité publique ou qui sont des institutions publiques pour d’autres
raisons, et dans le cas desquelles le coût du déclassement est imputé aux budgets publics (il
est donc inutile de créer une réserve propre).
Les détails seront fournis par un règlement d’application.
Concernant l’article 76:
Ce texte est repris de la réglementation actuellement en vigueur (arrêté nº 307/2002 du JO).
Lors de certaines activités faites avec les sources, il s’agit typiquement du contrôle non
destructif et du carottage, les sources de rayonnements ionisants sont utilisées en dehors du
lieu de travail habituel pour une durée de quelques jours selon les besoins. Le but de ces
dispositions est d’établir des règles de travail applicables à ce genre de lieu de travail, pour
lesquels, en raison justement de leur caractère provisoire, il n’est pas possible de satisfaire à
toutes les exigences applicables à un lieu de travail fixe et, en même temps, il est cependant
nécessaire de garantir le même niveau de protection des travailleurs et des autres personnes.
La différence des conditions entre les lieux de travail provisoires et fixes tient de la nature
même des choses (par exemple, il n’est pas possible de garantir à l’identique l’interdiction
d’accès à l’espace concerné, car cet espace reste souvent ouvert sur un site provisoire), mais
ceci ne veut pas signifier pour autant que toutes les exigences touchant la sécurité de la
manipulation avec les sources de rayonnements ionisants ne seront pas respectées sur le lieu
de travail provisoire. C’est pour cela que des exigences spécifiques sont établies, de manière
que tous les besoins de la radioprotection soient assurés. La loi nucléaire (et ses arrêtés
d’application) prévoit une telle approche du lieu de travail provisoire, laquelle puisse
entièrement refléter les exigences générales de la directive BSS relative à la radioprotection.
Ces exigences spéciales ne sont que l’adaptation des exigences générales à la nature
particulière du lieu de travail.
En premier lieu, il s’agit de l’obligation d’informer l’office national de la sûreté nucléaire sur
le fait qu’un tel site provisoire est créé. Ensuite, des exigences sont applicables aux
travailleurs agissant sur ces lieux de travail, par exemple, la nécessité de la présence d’une
- 271 -
personne ayant une responsabilité directe pour la protection radiologique, du nombre de
personnes formant le groupe de travail et son équipement.
Concernant l’article 77:
Il s’agit d’un encadrement légal courant permettant d’assurer la protection des travailleurs
sous rayonnements. La réglementation se base sur la catégorisation des travailleurs sous
rayonnements. Elle établit l’obligation de classifier la personne exerçant cette activité dans la
catégorie des travailleurs sous rayonnements et l’obligation de réaliser un suivi de
l’exposition, permettant de contrôler si la limite d’exposition est respectée et d’informer le
travailleur du résultat de ce suivi.
Une approche graduée est appliquée, où l’obligation du suivi par l’intermédiaire de
dosimètres personnels est demandée uniquement pour la catégorie A des travailleurs, qui
peuvent recevoir des doses plus importantes et il est donc justifié de suivre chez ces personnes
le niveau d’exposition individuel, alors que pour les travailleurs de la catégorie B, on présume
que le respect des limites est contrôlé notamment par l’intermédiaire du suivi du lieu de
travail.
Ces dispositions transposent la directive BSS.
Concernant l’article 78:
Il s’agit de dispositions reprises qui sont mises en œuvre jusqu’à présent dans la pratique sur
la base d’un arrêté d’application. Compte tenu de la nature des obligations qui découlent de
ces dispositions, il a été nécessaire de les dépasser dans le texte de la loi. L’objectif est
d’assurer la protection des travailleurs exposés à des doses relativement importantes de
rayonnements ionisants qui sont provisoirement accueillis sur le site d’un autre détenteur
d’autorisation, à savoir lorsqu’ils séjournent dans sa zone contrôlée. Aux conditions de
l’économie de marché actuelle, il est possible de rencontrer très souvent ce genre de cas de
mouvement de travailleurs et il est nécessaire d’établir des obligations claires (des
responsabilités) permettant d’assurer leur protection radiologique. Dans la sphère privée, la
situation est généralement compliquée par un ensemble de règles issues des contrats conclus
avec les fournisseurs et et les sous-traitants, qui diluent ou relativisent la position des
différentes parties aux contrats et leurs relations communes, ce qui malheureusement se
répercute même au niveau du respect de la protection de l’intérêt public (et de la protection
des travailleurs «prêtés» contre les rayonnements ionisants). Le principe de base de ces
dispositions est donc de définir d’une manière claire les responsabilités pour le respect de la
protection radiologique des travailleurs externes, en les substituant aux différentes entités
intéressées et, ce en fonction de leur capacité réelle à assurer cette protection. Par exemple, si
un travailleur externe est lui-même détenteur d’une autorisation (il n’est pas obligé d’être
salarié, il peut s’agir d’un entrepreneur, personne physique), il assurera le plus efficacement
sa propre protection radiologique par ses propres forces. Des obligations spéciales situées audelà du cadre du respect de la protection radiologique sont cependant imposées au responsable
de la zone contrôlée dans laquelle un travailleur réalise une activité. Par exemple, il s’agit de
l’exigence visant à garantir un niveau de protection radiologique comparable à celui fourni à
ses propres travailleurs, et qui vient compléter les obligations générales visant le respect de la
protection radiologique.
Étant donné qu’un travailleur externe peut intervenir en même temps dans plusieurs zones
contrôlées chez différents détenteurs, et ce, même à l’étranger, à savoir dans le cadre de l’UE,
une carte de travailleur sous rayonnements lui est délivrée, laquelle enregistre toutes les doses
- 272 -
qu’il aura reçues, de manière que le respect des limites d’exposition puisse être contrôlé. Ensuite,
une responsabilité claire est établie visant l’exercice de ce contrôle, de manière pour qu’il ne soit
pas possible qu’il soit oublié. Le système de délivrance et de distribution des cartes personnelles
de travailleurs sous rayonnements reste inchangé et il a fait l’objet d’une transposition.
Une exception est accordée au travailleur sous rayonnements de la catégorie A, qui est
détenteur d’une autorisation pour l’installation et la mise en service, la réparation et le service
ou l’évaluation des performances d’une source de rayonnements ionisants, où il existe un
risque d’exposition relativement moins élevé et lequel, en tant que détenteur d’une
autorisation, est apte à assurer seul sa propre protection radiologique dans le respect des règles
générales (c’est-à-dire qui peut agir sans la carte de travailleur sous rayonnements).
Ces dispositions transposent la directive BSS.
Concernant l’article 79:
Le contrôle médical des travailleurs sous rayonnements fait partie des services de médecine
du travail dont traite actuellement avant tout la loi nº 373/2011 du JO, relative aux services
médicaux spécifiques, à savoir les articles 53 à 60, tout comme leur arrêté d’application,
l’arrêté nº 79/2013 du JO, relatif à la réalisation de certaines dispositions de la loi nº 373/2011 du
JO, relative aux services médicaux spécifiques (arrêté sur les services de médecine du travail et
certains types de soins consultatifs). Le projet présenté complète et spécifie les dispositions des
règlements cités, de façon à ce que soit pleinement transposée la directive BSS.
La directive prescrit l’obligation de réalisation de certaines visites médicales pour les travailleurs
sous rayonnements, devant garantir un suivi continu de leur aptitude médicale, y compris la
possible découverte d’une lésion précise, pouvant être à l’origine d’un important dépassement des
limites d’exposition. Dans ces cas, le service de la médecine du travail fixe dans son analyse sur
l’aptitude médicale les conditions pour continuer à travailler sous rayonnements.
En cas de visites médicales exceptionnelles, la présence soudaine de certaines des contreindications mentionnées par l’arrêté nº 79/2013 du JO, portant sur la réalisation de certaines
dispositions de la loi nº 373/2011 du JO, relative aux services médicaux spécifiques (arrêté
sur les services de la médecine du travail et certains types de soins consultatifs), annexe nº 2,
paragraphe 3.1 ou 6.4, peut également signaler un changement de l’état médical. Les visites
médicales préventives ne sont pas prioritairement orientées sur la démonstration des effets du
rayonnement ionisant, mais, dans le sens de la directive BBS, sur la démonstration d’un état
de santé du travailleur sous rayonnements tel qu’il «puisse remplir les tâches confiées». Un
changement d’état médical, réclamant une visite médicale exceptionnelle, peut ainsi être, par
exemple, un trouble de la mobilité, au cours duquel le travailleur ne sera pas capable de fuir
du lieu d’un accident.
Concernant les articles 80 et 81:
Les dispositions indiquées fixent les exigences de base pour la protection de la population
contre l’exposition. L’exposition de la population peut être provoquée avant tout en
conséquence de l’émission de substances radioactives dans les environs d’un lieu de travail.
Par conséquent est déterminée l’obligation de suivre ces exhalaisons et l’ensemble des
environs du lieu de travail. Des limites dites d’optimisation sont fixées afin de garantir le
respect de la limite pour la population, lorsqu’il faut prendre en compte toutes les sources de
rayonnement ionisant.
La loi actuelle, avec l’arrêté d’application sur la protection radiologique, fixe comme «limite
d’optimisation» pour les exhalaisons globales de substances radioactives issues d’un lieu de
- 273 -
travail où s’accomplissent des activités radiologiques une dose effective moyenne annuelle de
250 µSv par année civile pour le groupe critique connexe d’habitants. La détermination d’une
seule valeur de limite optimale de dose pour tous les lieux de travail n’autorise pas à appliquer
pleinement une approche d’optimisation de l’exposition de la population pour un lieu de
travail précis, c’est-à-dire de diminuer l’exposition de la population à la plus petite limite
atteignable dans des conditions précises données. Le projet souhaite établir la possibilité
d’appliquer une approche dite de protection radiologique rapportée à une source précise de
rayonnement, où la limite d’optimisation de la dose limite par le haut l’exposition d’une
personne représentant un groupe modèle de personnes physiques, qui sont les plus exposées
par la source donnée de rayonnement (dite personne représentative).
Concernant l’article 82:
La problématique de l’exposition dite non médicale est nouvellement traitée, il s’agit avant
tout de la transposition de l’article 22 de la directive BSS (c’est-à-dire, l’exposition des
personnes à des fins autres que médicales). L’exposition non médicale sera désormais
soumise à un encadrement légal strict, et une attention particulière devra être consacrée à la
justification et l’optimisation.
Auparavant déjà, certaines «expositions médicales» étaient réalisées à des fins dites
médicaux-légales (selon la définition de la loi nucléaire actuelle: exposition médicale à des
fins fixées par une autre réglementation avec renvoi, par exemple, au code pénal). Le
principal argument pour l’isolement de cette catégorie de l’exposition médicale est le fait que,
pour la personne exposée (s’il ne s’agit donc pas d’un patient), l’exposition n’apporte pas de
bénéfice direct pour le diagnostic ou le traitement. En outre, ces derniers temps, il y a de plus
en plus d’effort visant à installer dans les aéroports des scanneurs à rayons X dits de sécurité pour
le contrôle des personnes transportées. Ces modes et d’autres modes similaires d’«exposition
intentionnelle de personnes sans indication médicale» et le bénéfice direct pour la personne
exposée réclament une autre approche que celle appliquée pour l’exposition médicale.
La nouvelle loi nucléaire différencie donc deux modes fondamentaux d’exposition non
médicale, à savoir l’exposition réalisée par des appareils radiologiques dans un établissement
de santé et l’exposition intentionnelle de personnes (par exemple, pour des raisons de
sécurité) réalisée par des appareils non destinés à l’exposition médicale.
Concernant le paragraphe 1:
Même si la justification fait partie des exigences fondamentales pour l’activité autorisée, ici,
étant donné la nature spécifique de cette exposition, cette exigence est mise en exergue.
Concernant les paragraphes 2, 3, 5, 6:
En même temps et conformément à l’article 22, paragraphe 4, de la directive BSS, les
exigences applicables à l’exposition médicale devraient être appliquées à une exposition non
médicale réalisée par un appareil radiologique (réalisée par un personnel médical dans des
établissements de santé, avec les mêmes sources apportant le même risque, et auxquelles
d’autres exigences fixées pour l’exposition médicale sont applicables). Il s’agit des exigences
contenues non seulement dans la loi nucléaire, mais aussi dans la législation médicale
pertinente, et que la loi nucléaire ne peut pas présenter en détail pour des raisons de procédés
législatifs et techniques. La qualité correspondante de l’«exposition intentionnelle d’une
personne» pouvant être réalisée uniquement par les procédures utilisées pour l’exposition
médicale, assurant un niveau suffisant de protection contre le rayonnement ionisant, sera ainsi
garantie; en outre, étant donné la nature de cette exposition, la priorité doit être donnée à une
- 274 -
technique utilisant de faibles doses d’exposition. La différence essentielle consiste dans le fait
que, pour la réalisation d’une exposition médicale, la prescription d’un médecin est
indispensable et que l’exposition du patient ne peut être réalisée que si un apport direct de
diagnostic ou curatif est attendu pour le patient. Cela ne s’applique pas dans le cas de
l’exposition non médicale, c’est dans ce sens qu’elle doit être prise en compte et, à sa
manière, qu’elle doit être détachée de l’exposition médicale (enregistrements séparés, autres
informations pour la personne exposée, choix d’une technique appropriée compte tenu de
l’objectif recherché). La personne exposée doit également avoir la possibilité de refuser une
exposition (sauf si une autre réglementation en décide autrement) et doit avoir la possibilité de
demander un mode alternatif de «fouille» (par exemple, une fouille corporelle).
Concernant le paragraphe 4:
En outre, une obligation de respecter les limites d’optimisation de la dose est établie pour le
détenteur d’une autorisation ou le déclarant pour les expositions qui ne sont pas réalisées sur
des appareils radiologiques. Dans le cas des rayons X utilisés pour un contrôle de sécurité, il
peut s’agir, par exemple, de l’exposition d’un grand nombre de personnes (aéroport), même
de manière répétée (vols avec correspondances, voyageurs fréquents).
Dans ses conséquences, le projet représente une amélioration de la qualité et un durcissement
des exigences de protection radiologique de la population et correspond pleinement à la
recommandation de la CIPR nº 103 de 2007.
Concernant les articles 83 à 86:
La question de l’exposition médicale est actuellement traitée dans sa plus grande partie par la
réglementation médicale, à savoir la loi nº 373/2011 du JO, relative aux services médicaux
spécifiques, et l’arrêté nº 410/2012 du JO, portant sur la détermination des règles et des
procédures lors d’une exposition médicale. Les dispositions de la loi nucléaire concernent
avant tout les côtés techniques de cette exposition, à savoir l’utilisation d’un niveau de
référence diagnostique. Les niveaux de référence diagnostique au sens de la directive BBS
sont l’ensemble des doses types et des modes de leur traitement. Ils doivent être primairement
fixés au niveau local par le détenteur d’une autorisation ou le déclarant (dits «niveaux locaux
de référence diagnostique») et ils doivent être par la suite comparés aux doses réellement
reçues par les patients. Les niveaux légaux, c’est-à-dire les «niveaux nationaux de référence
diagnostique» sont un guide pour la détermination des niveaux locaux.
La réglementation précitée devrait permettre la transposition de la directive BSS, afin qu’elle
n’entraîne pas dans la pratique des doutes de la part des entités régulées. L’exigence d’un
enregistrement et d’une enquête sur les cas s’écartant par rapport aux niveaux de référence
diagnostique et la mise en œuvre de mesures correctives fait également partie d’une transposition.
De même, les exigences concernant les doses des patients et l’équipement du lieu de travail
sont une transposition. Étant donné que l’exposition médicale en tant que telle n’est pas
restreinte par des limites, il faut suivre par d’autres moyens et, le cas échéant, encadrer le
niveau global d’exposition des patients, et ce, tant au niveau des fournisseurs de soins
médicaux qu’au niveau de l’office national de la sûreté nucléaire. Pour la garantie d’une
protection radiologique des patients et des autres personnes, il est indispensable de déterminer
également d’autres obligations, à savoir les exigences d’équipement du site du travail et les
règles pour les cas où des radionucléides sont appliqués aux patients.
La disposition de l’article 86 réagit à la question des évènements radiologiques. On entend en
pratique par évènements radiologiques, des évènements radiologiques spécifiques dans leur
- 275 -
genre à l’exposition médicale. Lorsqu’un patient est soumis à une exposition
significativement plus importante (en cas de radiothérapie, cela concerne également une
exposition d’un nouveau bien inférieur au niveau souhaité) voire même, une exposition
erronée du patient, un tel fait est contraire à l’exigence d’une garantie de protection
radiologique et il est nécessaire d’adopter des mesures appropriées pour corriger une telle
situation. Il va sans dire que, par exemple, une exposition mal ciblée peut entraîner des
conséquences médicales graves. La loi nucléaire impose l’obligation au fournisseur de soins
médicaux de procéder à une enquête sur chaque évènement lors d’une exposition médicale
menant à l’application d’une dose non planifiée à un patient et dans les cas graves, de notifier
les résultats de l’enquête à l’office national de la sûreté nucléaire, pour que des mesures
correctives puissent être prises à temps et pour empêcher la répétition de cette situation.
Concernant l’article 87:
Le domaine de l’extraction et du traitement de l’uranium est un domaine spécifique, auquel
s’applique une réglementation stricte relevant du secteur de l’industrie minière de manière
générale. Il est donc nécessaire de déterminer pour ce domaine certaines obligations pour la
garantie d’une protection radiologique d’une façon spécifique.
Il est avant tout établi d’une manière formelle que les déchets d’extraction issus d’une activité
minière ne sont pas des déchets radioactifs et que leur traitement est donc régi par une autre
réglementation connexe, à savoir la loi nº 157/2009 du JO, portant sur le traitement des
déchets d’extraction, modifiant certaines lois, avec toutes les réserves apportées donc aux
propriétés radioactives du matériau, qui est un déchet d’extraction, auquel les dispositions de
la présente loi s’appliquent.
Il s’agit des paragraphes 4 et 5 qui établissent pour une personne détentrice d’un terril, d’un
dépôt de décantation ou d’un autre résidu d’extraction, pour le traitement et l’enrichissement
d’un minerai radioactif ou d’une autre activité minière accompagnée d’une présence d’un
minerai radioactif, de suivre ce déchet et de prendre les nécessaires mesures afin de prévenir
une exposition des personnes lorsqu’un dépassement de certains niveaux de rayonnement
ionisant est découvert. Il s’agit avant tout de cas qui remontent au passé où, en conséquence
des processus de transformation (privatisation et restitution du patrimoine), ce matériau se
retrouve sur des terrains d’autres personnes que celles qui sont tenues de réaliser son suivi
conformément au paragraphe 4. Pour que le suivi et la mise en œuvre des mesures de
protection puissent être menés à bien, le texte prévoit également un empiétement dans les droits
des personnes privées, propriétaires de ces terrains, qui se traduit pour elles par l’obligation de
souffrir une telle activité sur leurs biens. L’absence de cette disposition pourrait créer un risque
pour la vie ou la santé de ce propriétaire ou d’autres personnes, et il est donc absolument
indispensable, mais également dans leur intérêt, d’accepter ces restrictions.
Le paragraphe 3 apporte ensuite une réponse à la situation où d’autres travaux sont réalisés
sur le site d’un gisement et durant lesquels le même risque de rayonnements ionisants existe
comme lors de l’extraction, du traitement et de l’enrichissement d’un minerai radioactif. Dans
ce cas, une protection radiologique pertinente des personnes qui réalisent ces travaux est
également nécessaire. Le même cadre juridique est donc instauré.
Concernant les articles 88 et 89:
Les sources dites hautement actives représentent un risque potentiellement élevé pour un intérêt
qui est protégé par la loi nucléaire. L’Euratom tient également compte de ce fait en adoptant une
réglementation encadrant leur manipulation sous la directive BSS. L’une des obligations fixées
- 276 -
par cette directive est également l’identification et le marquage de ces sources, qui devraient
empêcher leur perte ou leur détournement ou le fait que leur nouvel acquéreur n’ait pas assez
d’informations sur leur nature dangereuse et sur la nécessité de consacrer une attention toute
particulière à la protection radiologique. L’article 88 transpose cette obligation.
De manière similaire, les sources de radionucléides en tant que sources potentiellement plus
dangereuses de rayonnement ionisant réclament un certain aménagement spécifique qui, par
exemple, serait superflu pour les générateurs de rayonnement. Hormis la protection
radiologique lors de leur utilisation, il est nécessaire pour ces sources de leur assurer
également une protection radiologique une fois que leur utilisation active a cessé. C’est par
leur concentration à des endroits dédiés et la fourniture d’un financement nécessaire à leur
élimination que seront prévenues leur éventuelle perte et ainsi le risque éventuel lié à une
exposition involontaire, voire même volontaire des personnes et du coût supplémentaire
devant être supporté par l’État pour l’élimination de ces sources, si les «soins» qui doivent
leur être apportés n’étaient pas garantis de la sorte et que les personnes responsables se
dégageaient de l’obligation de s’acquitter de ces obligations (pour plus de détails, voir aussi la
justification des termes «source abandonnée», «stock reconnu», etc.). Il s’agit d’une
transposition de la directive BSS.
Concernant l’article 90:
Les dispositions de ce texte ont pour tâche d’assurer la sécurité effective des sources qui sont
repérées, trouvées ou récupérées d’une autre manière. Pour les sources pour lesquelles leur
propriétaire n’est pas connu, l’État ou l’exploitant d’une installation destinée à la collecte, au
traitement et à la fonte de la ferraille, s’il en devient le propriétaire, sont tenus de supporter les
coûts pour leur mise en sûreté. Le but est d’empêcher des retards administratifs inutiles
constituant un risque du fait que la source trouvée puisse se perde une nouvelle fois ou puisse
entraîner une exposition non souhaitée. La disposition sur la compétence de l’office national
de la sûreté nucléaire consistant à déclarer la source de rayonnement comme déchet radioactif
sert aussi à cela: c’est de la sorte que sera autorisée une élimination rapide et efficace de cette
source par l’intermédiaire de l’administration.
L’office national de la sûreté nucléaire déploiera toujours tout l’effort adéquat pour identifier
le dernier propriétaire de la source de rayonnement. Si le propriétaire est identifié
ultérieurement, l’administration lui réclamera le remboursement des dépenses engagées. Les
transformateurs de ferraille continueront à supporter les coûts de localisation d’une source de
rayonnement ionisant et sa sécurisation temporaire. La source de rayonnement ionisant ne
sera restituée au propriétaire qu’au cas où il est autorisé à la traiter, sinon elle sera sécurisée
aux frais de ce propriétaire. Le but de toutes ces mesures est de prévenir une nouvelle perte ou
l’utilisation abusive de cette source et, de la sorte, de prévenir un risque pour la santé, la vie
ou l’environnement en raison d’un rayonnement ionisant.
- 277 -
Concernant l’article 91:
Cette partie du texte s’occupe de la régulation du mouvement interétatique des sources de
rayonnements ionisants, en portant l’accent sur les sources de radionucléides hautement actives
dans les cas individuels d’exportations et d’importations. Les conditions générales de régulation
des activités qui sont l’exportation de sources de rayonnements en provenance du territoire de la
République tchèque et l’importation sur son territoire sont traitées à un autre endroit de texte: elles
sont soumises à la réglementation applicable au traitement des sources de rayonnements.
L’exportation dans des pays tiers et l’importation en provenance de ces pays sont réglementées
bien plus sévèrement que les seuls transferts de sources entre les pays d’Euratom.
Il s’agit de la transposition des exigences mises en avant de longue date au niveau
international et dont la République tchèque s’est engagée au respect (voir les règles convenues
de protection et de sécurisation des sources radioactives, 2004 et manuel pour l’exportation et
l’importation des sources radioactives, 2012). Une partie de ces exigences découle aussi du
droit communautaire (directive BSS). Il s’agit des demandes soutenant le renforcement du
contrôle du mouvement des sources de radionucléides au niveau international. Il est
certainement indéniable que si un pays exporte une source de radionucléide, il devrait être sûr
qu’elle sera suffisamment sécurisée dans le pays du destinataire et qu’elle sera remise à un
utilisateur qui possède pour la catégorie donnée de source de radionucléide et de type,
l’autorisation appropriée émise à cet effet par l’autorité compétente dans le pays concerné.
Le texte proposé différencie l’exportation dans les pays d’Euratom, où l’on présume
l’application du règlement (Euratom) nº 1493/93 du Conseil du 8 juin 1993 concernant les
transferts de substances radioactives entre les États membres. Toutefois, ce règlement ne traite
pas le flux d’informations vers le pays exportateur et le traite seulement d’une manière limitée
vers le pays importateur, ce qui, d’après les expériences internationales existantes, entraîne
des difficultés du point de vue de l’enregistrement des sources de rayonnements et du contrôle
suffisant de ces sources.
Le besoin d’une déclaration préalable est nécessaire pour les sources de radionucléides de
rayonnement de catégorie 1 et 2 (c’est-à-dire les sources capables de provoquer une
exposition considérable des personnes), car l’obligation pour l’importateur de notifier
l’importation et la distribution de sources précises n’est fixée d’une manière générale que
rétroactivement, et ce, trimestriellement et, ainsi, de telles sources peuvent se mouvoir sur le
territoire de la République tchèque même plusieurs mois sans que l’office national de la sûreté
nucléaire ne le sache, ce qui ne peut pas être considéré comme une garantie adéquate de
protection radiologique.
La loi interdit aussi nouvellement la réalisation d’une exportation de sources de radionucléides de
rayonnement de la première catégorie, au cas où le pays cible ne serait pas capable de la
réceptionner d’une manière sûre (c’est-à-dire n’a pas la capacité suffisante en personnel,
règlementaire, technique et financière pour être capable de garantir l’exploitation d’une telle
source pendant tout le temps de sa durée de vie, y compris son élimination sécurisée).
Concernant les articles 92 et 93:
La réglementation applicable aux lieux de travail où une exposition plus forte par une source
naturelle de rayonnements est possible se conforme aux exigences de la directive BSS. Ces
sites, qui peuvent se situer à l’intérieur d’un avion à une altitude de plus de 8 km et les sites
accueillant des matériaux à teneur plus élevée en radionucléides naturels sont, à la différence
de la réglementation existante, classés parmi les situations d’exposition planifiées et ils font
- 278 -
nouvellement l’objet de certaines exigences établies par le projet de loi s’appliquant à la
planification des situations d’exposition et comprenant des obligations déclaratives. Le
système de régulation prévoit l’identification des sites où, étant donné l’activité réalisée, un
risque d’exposition issue de sources naturelles de rayonnement existe et la réalisation de
mesures sur ce site, de manière à ce que, pour les travailleurs sous rayonnements qui y
travaillent, le niveau de leur exposition soit constaté, régulièrement contrôlé et encadré en
utilisant le principe de justification, d’optimisation et de limitation. Pour les équipages
d’avions, l’encadrement est réalisé par l’intermédiaire d’un aménagement des tableaux de
service des membres des équipages d’avions, de façon à ce que soit si possible exclue toute
exposition plus élevée en provenance d’une source naturelle de rayonnement.
L’obligation d’informer les travailleurs de ces sites sur une exposition constatée et sur les
mesures ayant été prises pour la diminution de l’exposition sur le site a été conservée et
reprise de la réglementation précédente.
Là où il n’est pas possible par des mesures d’optimisation de réduire l’exposition issue de
sources naturelles sous 6 mSv/an sur le site, il faut garantir pour les travailleurs un niveau
similaire de protection radiologique à celui des autres situations planifiées d’exposition.
Concernant l’article 94:
Étant donné que des substances radioactives peuvent être rejetées de certains sites pouvant
causer une exposition plus élevée issue d’une source naturelle de rayonnements, il faut réguler
ces rejets de façon à ce qu’un niveau suffisant de protection radiologique soit garanti pour les
personnes issues de la population. La condition de proportionnalité de cette disposition est la
connaissance de la teneur en substances radioactives rejetées sur le site, obtenue sur la base de
mesures, tout comme l’évaluation de la teneur constatée selon les critères fixés (par exemple,
les niveaux de rejet). En cas de dépassement de ces critères, le rejet n’est possible que sur la
base d’une autorisation selon l’article 9, paragraphe 2, lettre e) de la loi nucléaire.
Étant donné que les matières rejetées ayant une teneur en substances radioactives sont souvent
utilisées pour la production de matériaux de construction, le texte établit une obligation
d’information du fabricant du matériau de construction sur la teneur en radionucléides naturels.
L’exigence demande d’élaborer un règlement interne s’appliquant au traitement des matières
rejetées et l’exigence demandant de le respecter sont autant de garanties empêchant un usage
non autorisé de ces matières.
Concernant les articles 95 et 96:
La disposition introduit au paragraphe 1 une liste de lieux de travail présentant la probabilité
d’une exposition accrue au radon, et ce que cela est déjà le cas dans la réglementation
existante. L’exigence de la directive BSS consistant à inclure dans la liste de ces lieux de
travail également les lieux de travail placés en sous-sol ou au premier étage, remplissant les
conditions fixées par les modalités d’application, par exemple qui sont placés sur des
territoires présentant un risque considérablement accru de pénétration du radon par la couche
sous-jacente, est nouvellement transposée. La régulation de l’exposition sur les lieux de
travail établie de cette manière est fondée sur une mesure réalisée sur le lieu de travail et la
détermination d’une dose effective pour le travailleur, sauf si durée annuelle de séjour sur le
site n’excède pas 100 heures. L’obligation d’informer les travailleurs de ces lieux de travail
compte tenu de l’exposition constatée et sur les mesures ayant été prises pour la diminution de
cette exposition sur ces sites font également partie des dispositions conservées de la
- 279 -
réglementation précédente. Compte tenu des exigences de la directive BSS, une obligation de
notification s’applique nouvellement pour ces lieux de travail.
La demande de la directive BSS consistant à réguler les lieux de travail sur lesquels une
exposition au radon peut dépasser une dose effective de 6 mSv/an dans le cadre d’une situation
planifiée d’exposition est transposée dans l’article 96 du projet. Il faut garantir aux travailleurs sur
ces lieux de travail un niveau similaire de protection radiologique à celui des travailleurs sous
rayonnements, certaines demandes concernant les travailleurs sous rayonnements, y compris en ce
qui concerne les limites d’exposition, s’y appliquent par conséquent.
Concernant les articles 97 et 98:
La disposition aménage la prévention contre la pénétration du radon dans un bâtiment
contenant des pièces d’habitation ou de séjour. Étant donné les effets négatifs démontrés du
radon sur la santé des habitants pénétrant par la couche sous-jacente, il est nécessaire dans ce
cas d’instaurer une réglementation permettant de réduire ces risques à un niveau acceptable.
La réglementation proposée s’oriente sur le domaine de la prévention dès le moment de la
construction ou de la reconstruction de bâtiments et, pour les bâtiments existants, avant tout
sur les édifices à caractère public avec séjour de longue durée des personnes. De même, pour
les bâtiments destinés à l’habitation, la norme prévoit l’établissement de niveaux acceptables,
néanmoins, n’ordonne pas l’obligation de rechercher activement la concentration en radon, ce
en quoi elle s’efforce de trouver un équilibre entre l’intérêt d’une protection de la santé et la
protection de la vie privée (domicile).
Concernant l’article 99:
Le texte proposé transpose la directive 2013/51/Euratom. Comme c’est déjà le cas avec la loi
existante nº 18/1997 du JO, l’obligation de contrôler la teneur en radionucléides naturels et, en
cas de besoin, de la diminuer à nouveau en utilisant le principe d’optimisation, est fixée pour
l’utilisation de l’eau potable destinée à la consommation publique et pour la mise sur le
marché d’eau emballée. Le but est de réduire à un niveau optimisé le risque médical pesant
sur la population approvisionnée par cette eau.
Ce but est atteint par l’établissement d’une valeur maximale admise d’activité volumique du
radon et de niveaux de référence de teneur en radionucléides naturels dans l’eau potable et
emballée. En cas de dépassement de la valeur maximale admise, la loi nucléaire interdit, du
fait de l’existence d’un risque médical non optimisé, de livrer l’eau ou de la mettre sur le
marché. En cas de dépassement du niveau de référence, la loi fixe l’obligation d’appliquer le
principe d’optimisation et d’utiliser une mesure d’optimisation afin de diminuer la teneur en
radionucléides naturels dans l’eau.
L’obligation d’informer le public sur la teneur en radionucléides naturels dans l’eau dépassant
le niveau de référence, sur l’ampleur du risque et sur les mesures prises, sont des éléments
repris de la réglementation précédente et modifiés dans ce texte.
Concernant l’article 100:
Ce texte proposé transpose la directive BSS. La régulation est, de même que dans la loi actuelle
nº 18/1997 du JO, fondée sur l’obligation de contrôler la teneur en radionucléides naturels dans un
matériau de construction et d’évaluer les résultats selon le niveau de référence de 1 mSv/an. En
cas de son dépassement, il faut alors obtenir une autorisation de l’office national de sûreté
nucléaire pour pouvoir livrer ce matériau de construction sur le marché. Le nombre de matériaux
- 280 -
de construction auxquels se rapporte l’obligation de mesurage a été aménagé conformément à la
liste des matériaux de construction indiquée dans la directive.
La possibilité d’une exemption du mesurage au cas où il est démontré que le niveau de
référence n’est pas dépassé est nouvellement instaurée. L’obligation d’informer le public sur
la teneur en radionucléides naturels dans un matériau de construction et son évaluation est
reprise de la réglementation précédente et modifiée dans ce texte.
Concernant l’article 101:
Des résidus de radionucléides peuvent persister dans l’environnement en conséquence de
situations d’exposition accidentelle. Les activités courantes de la vie peuvent, même après des
années, entraîner une exposition au rayonnement ionisant issu de ces radionucléides postaccident ou de reliquats d’activités achevées auparavant (n’ayant pas été régulées). On peut
citer pour exemple, l’apparition ces dernières années de viande contaminée de sanglier. Ce
dernier recherchant des sources d’alimentation dans des couches du sol provenant de l’époque
de l’accident de la centrale nucléaire de Tchernobyl. Cette viande contaminée ou les
radionucléides post-accident mais, à un niveau général, toute exposition persistante, peuvent
être potentiellement dangereux pour la santé humaine.
Comme l’État doit assurer la protection de sa population, la réglementation proposée permet, en
cas de besoin, de déterminer, sans retard indu, les niveaux de contamination pour les aliments et
l’eau, et de réagir ainsi aux situations où, sous l’influence d’une situation exceptionnelle ou pour
d’autres raisons, il faut dans l’intérêt d’une protection de la santé réguler la chaîne
d’approvisionnement ou réguler autrement une exposition indésirable de la population.
Comme il n’est pas possible de prévoir à l’avance l’étendue d’une contamination et les
risques qui en résultent, il n’est également pas possible de déterminer les règles sous une
forme généralement engageante ex ante, c’est-à-dire une réglementation généralement
engageante (par arrêté). Pour le maintien de la garantie juridique des administrés et d’une
protection des droits et des intérêts légitimes des personnes privées, les auteurs du projet de
loi considèrent dans ce cas comme étant le plus adapté de choisir une forme de mesure à
caractère général selon les articles 171 et suivants de la loi nº 500/2004 du JO, code des
procédures administratives. La loi détermine dans le même temps les limites données à
l’appréciation administrative.
Pour les besoins d’une régulation de la situation d’exposition existante est également
transposée dans ce paragraphe une demande nouvellement ajoutée à la directive BSS, à savoir
la demande d’instauration sur le territoire de la République tchèque d’une mise sous tutelle
administrative d’une zone contaminée en conséquence d’une éventuelle situation d’exposition
accidentelle. Il est prévu d’assurer cette administration conformément à la directive BSS, en
utilisant la stratégie dite de protection radiologique optimisée, qui fera partie du plan national
des situations d’urgence radiologique.
Concernant l’article 102:
Cette disposition réagit au fait selon lequel la régulation dans le domaine du rayonnement
ionisant est toujours relativement nouvelle et que peuvent exister des situations exposant les
personnes à une exposition indésirable pour des raisons nées dans le passé, lorsque les sources
de rayonnement ionisant n’étaient pas suffisamment encadrées ou, même, n’étaient pas assez
connus les effets du rayonnement et les mécanismes entraînant une exposition. Par
l’intermédiaire de subventions, il est possible, mais du point de vue de la protection des droits
et intérêts légitimes des personnes privées également souhaitable, de corriger ces situations.
- 281 -
La loi nucléaire présente une spécification détaillée des situations, qui se base sur une riche
expérience historique. Il s’agit toujours de situations pour lesquelles il n’est pas possible de
trouver la personne qui les a créées ou pour lesquelles la demande consistant à supporter les
coûts pour leur restitution entraînerait une charge disproportionnée ou serait directement
injuste. Il est donc plus adapté que les coûts pour la correction de ces situations indésirables
soient supportés par l’État, qui est le seul capable de garantir la quantité effective de moyens
nécessaires. Dans cette disposition sont aménagées les subventions dans le cadre du
programme dit anti-radons, dont le but est de simplifier la situation des propriétaires de biens
immobiliers dans l’environnement de la République tchèque, excessivement riche en radon et
de produits issus de sa transformation. On peut considérer comme tout à fait légitime l’effort
visant à simplifier la position des personnes physiques privées, qui s’apprêtent et ont besoin
de résoudre la question de leur logement et n’ont qu’un choix limité de localités où elles
peuvent le faire. En fournissant cette subvention, il n’y a pas de favoritisme envers son
bénéficiaire, qui ne l’obtiendrait pas aux conditions normales de marché. Son octroi n’a lieu
exclusivement que pour le règlement des coûts que le propriétaire a été contraint d’engager
pour éliminer de son domicile des risques liés au radon. Le but des moyens financiers fournis
n’est pas un favoritisme dans l’environnement du marché, mais au contraire, l’équilibrage de
désavantages apparents liés à la présence de radionucléides. Des principes similaires
s’appliquent aussi dans le cas des subventions selon le paragraphe 1, lettre c), c’est-à-dire
pour l’adoption de mesures pour la diminution de la teneur en radionucléides naturels dans
l’eau potable destinée à la consommation publique. Dans ce cas, le besoin d’un
remboursement des coûts liés à la réduction de la teneur en radionucléides est, de plus, justifié
par la nécessité d’assurer un bon approvisionnement en eau potable également dans les zones
riches en présence de radionucléides naturels.
Il ne s’agit donc pas d’une aide au sens des articles 107 et suivants du Traité sur le
fonctionnement de l’Union européenne, à savoir d’«aides [...] qui [...] favorisent certaines
entreprises ou certaines productions, dans la mesure où elles affectent les échanges entre États
membres». Avec une interprétation extensive des dispositions connexes du Traité sur le
fonctionnement de l’Union européenne, il serait possible d’inclure ces aides parmi les «aides
destinées à remédier aux dommages causés par les calamités naturelles ou par d’autres
évènements extraordinaires», mais une telle interprétation serait quelque peu en contradiction
avec le caractère des anciennes charges écologiques et des aides elles-mêmes. Il est donc possible
de conclure que les subventions selon l’article 102 ne sont pas une aide publique dans le sens des
articles 107 et suivants du Traité sur le fonctionnement de l’Union européenne.
Ensuite, les dispositions traitent notamment de l’aspect que doit revêtir l’avis fourni par
l’office national de sûreté nucléaire suite au dépôt d’une demande de subvention. L’office
national de sûreté nucléaire, en tant qu’organisme gestionnaire dans le domaine de
l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du rayonnement ionisant, dispose des capacités
techniques pour évaluer si l’entité concernée est réellement exposée à un risque et s’il y a
donc lieu de lui fournir une subvention. Des points de vue autres que techniques ne doivent
pas faire l’objet de l’évaluation. Les organismes dans le domaine de l’administration
financière (voir ci-après) décident ensuite des subventions elles-mêmes.
Concernant l’article 103:
Le principe général d’une optimisation de la protection radiologique doit être appliqué non
seulement en cas des situations planifiées d’exposition, mais aussi lors des situations
d’exposition accidentelle (accidents radiologiques ou urgences radiologiques). La compétence
- 282 -
de l’office national de sûreté nucléaire consistant à déterminer une limite d’exposition pour
une source donnée de rayonnement pour les situations d’exposition accidentelle permet de
minimiser de manière raisonnable l’exposition des personnes physiques dans ces situations.
La détermination d’un niveau de référence pour une source précise de rayonnement se traduit
par l’établissement d’un critère radiologique d’acceptabilité du risque lié à l’utilisation d’une
source de rayonnement. En effet, lors de situations d’exposition accidentelle, on ne peut pas
limiter l’exposition qui sera reçue par une limite, car celle-ci empêcherait la réalisation
efficace d’une intervention.
En outre, les dispositions énumèrent les mesures de protection nécessaires à la protection des
personnes physiques (population) en cas de survenue d’une situation d’exposition
accidentelle. Cette énumération ne se veut pas exhaustive, car l’évolution de la situation peut
exiger l’adoption de mesures ad hoc, dont la réalisation précise ne peut pas être fixée, a priori,
par des réglementations généralement engageantes. Cette énumération fait apparaître les
mesures les plus habituelles, éprouvées dans le passé lors de situations similaires vécues en
pratique et qui font actuellement l’objet d’entraînements en République tchèque dans le cadre
de divers types d’exercices de préparation aux situations d’urgence. Il s’agit en pratique de
mesures devant assurer d’une manière graduée la protection des gens dans le cas de situations
d’urgence radiologique les plus graves sous forme d’évacuation de la zone atteinte. L’objectif
principal de ces mesures est la protection de la population contre le rayonnement ionisant, par
conséquent la disposition ne présente pas une énumération de toutes les mesures utilisées
généralement en cas de graves accidents industriels ou de catastrophes climatiques. Par
ailleurs, l’énumération des mesures est formulée d’une manière générale, pour couvrir une
gamme relativement large d’étapes partielles, dont peut être composée chaque mesure (par
exemple, la fermeture d’une zone concernée par un plan d’urgence à l’accès aux personnes est
l’une des étapes partielles couvertes par la «restriction du mouvement et du séjour des
personnes physiques dans le territoire atteint»). Les mesures sont réparties en deux groupes
généraux. Les mesures «immédiates», prises sans retard indu dès la survenue d’une situation
d’urgence radiologique, qui devraient garantir une aide immédiate lors d’une situation
dangereuse, et les mesures «ultérieures», entraînant une prise en charge de longue durée de la
protection de la population sur le territoire touché contre les effets du rayonnement ionisant.
Les entités tenues de mettre en œuvre ces mesures, ou de décider de leur réalisation, car ces
mesures sont destinées à la protection des habitants et les missions précises devant être
effectuées dans ce cadre sont par conséquent réalisées par les personnes touchées, sont en
outre spécifiées dans le texte de la loi, au chapitre consacré à la maîtrise d’une situation
d’urgence radiologique (ou d’une réponse à cette situation), et en font partie les unités du
système intégré de secours, les autres organismes du pouvoir public, mais aussi le détenteur
d’une autorisation, en conséquence de l’activité duquel la situation d’urgence radiologique
s’est produite. Les détails concernant la mise en œuvre de ces mesures et notamment les
niveaux d’exposition possible dont l’atteinte déclenchera la mise en œuvre des différentes
mesures, seront fixés par un règlement d’application.
Le texte de loi fixe également d’autres exigences pour la prise en charge de la protection des
personnes, et ce, en liaison avec le fait de savoir s’il s’agit de personnes pour lesquelles il est
supposé à l’avance qu’elles pourraient intervenir en cas d’accident et qu’il est donc possible
de préparer à l’avance (par exemple, les unités de sapeurs-pompiers couvrant la zone
concernée par un plan d’urgence, etc.) ou d’autres personnes qui interviendront lors d’une
telle situation sans que l’on ne l’ait prévu à l’avance (par exemple, les unités de sapeurspompiers couvrant d’autres zones, les volontaires, un personnel divers de nature technique ou
- 283 -
auxiliaire, tel que les conducteurs d’autobus, etc.). Compte tenu du fait que l’étendue des
conséquences d’un accident (il peut s’agir aussi d’un accident hors de notre territoire) ne peut
pas être prévue à l’avance, il n’est jamais possible de déterminer à l’avance le nombre de
personnes nécessaires et il est donc toujours possible qu’il soit nécessaire d’intégrer
également d’autres personnes ad hoc. Les dispositions établies dans l’intérêt d’une protection
des personnes sont habituelles et typiques au niveau international, mais l’expérience récente
issue de l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima Dai Ichi s’y reflète aussi.
La définition de la notion de «personne émettrice» est, compte tenu de la nature des choses,
superflue. Une définition plus détaillée de cette institution n’apporterait que l’évidence qu’il
est question d’une personne qui envoie (c’est-à-dire qui décide du fait que quelqu’un agira à
un endroit précis) un intervenant (celle-ci est définie par la loi nucléaire) pour la réalisation
d’une intervention. La personne émettrice est toujours une entité munie d’une subjectivité
juridique (cela ressort d’ailleurs déjà de la notion même). Une unité organisationnelle sans
subjectivité juridique ne peut pas être une personne émettrice. Il en sera ainsi, par exemple,
pour le service médical de secours, et probablement il en sera toujours ainsi, pour un
fournisseur de services médicaux, qui fait partie de cette unité organisationnelle, sauf si une
autre entité réalise son envoi. En outre s’applique le fait qu’une personne émettrice est, par la
nature des choses, toujours l’entité qui décide de cet envoi ou qui est l’exécutant des activités
dont l’envoi fait partie et qui endosse pour ces activités une pleine responsabilité légale, et
donc nullement les employés qui donnent l’ordre d’envoi. Enfin, il faut également prendre en
compte que la responsabilité pour un dommage dans un tel cas est soumise, dans certains cas,
à un régime tout à fait spécifique de responsabilité pour un dommage nucléaire et qu’une
compensation pour un préjudice ne sera donc pas réclamée à la personne émettrice, mais bien
à l’exploitant de l’installation nucléaire. En cas de dommage non nucléaire, la responsabilité
en cas de dommage sera régie par les réglementations générales (avant tout par la loi
nº 262/2006 du JO, code du travail et la loi nº 89/2012 du JO, code civil). L’employeur, voire
même l’exploitant (par exemple, le lieu de travail ayant une source de rayonnement ionisant)
peut donc être responsable, mais pas nécessairement la personne émettrice. Cela dépendra des
circonstances précises d’un cas précis et le fait de savoir qui est la personne émettrice ne doit
jouer aucun rôle dans cette évaluation.
L’aspect de volontariat joue un rôle important dans la protection des personnes intervenant
contre les effets du rayonnement ionisant. Pour les professionnels, on peut supposer leur
préparation professionnelle et physique à une intervention et aux risques liés à cette
intervention et le caractère de volontariat ne rentre donc en ligne de compte que dans les
situations de risque le plus grave, lorsqu’il est impossible d’anticiper clairement les
conséquences possibles d’une exposition à un rayonnement ionisant (ici rapportée aux
niveaux de référence, en tant que limite théorique, pour le dépassement de laquelle on peut
considérer le risque comme plus élevé). La question du volontariat peut d’ailleurs être
satisfaite pour les professionnels intervenant dès l’adoption d’un engagement de service
(prestation de serment de service), à la condition que les personnes entrant dans une relation
de service soient formellement informées du fait que l’engagement comporte aussi cet aspect,
c’est-à-dire l’aspect de la nature volontaire d’une intervention au cours de laquelle le niveau
indiqué de référence de 100 mSv peut être dépassé. L’objectif de cet aménagement dans la loi
nucléaire n’est pas de rompre le principe de subordination, qui forme le point de départ des
activités des corps de sécurité et des unités armées, mais de bien l’adapter à la demande fixée
par la directive BBS. Pour le grand public, la nature du volontariat est toujours fondée sur la
fourniture d’informations. La loi se base ainsi sur le principe de précaution préalable. La loi
- 284 -
nucléaire ne lie intentionnellement ni la personne émettrice ni la personne intervenante par
d’autres conditions plus détaillées. Dans un cas de situation d’exposition accidentelle,
réclamant une intervention urgente, il n’est souvent pas possible en pratique de réclamer ni
même de procéder à la saisie écrite d’un accord volontaire pour l’envoi pour une intervention,
il est toutefois toujours possible de recommander d’obtenir à l’avance un tel accord.
Si la personne émettrice n’a pas assez d’informations sur le dépassement possible d’un niveau de
référence, elle n’est pas autorisée à envoyer un intervenant pour une intervention (d’ailleurs, dans
un tel cas, les doses pourraient être si élevées que toute intervention perdrait son sens et qu’il
serait nécessaire de chercher d’autres voies pour la maîtrise d’une situation d’urgence
radiologique). En fait, bien que la loi ne l’indique pas formellement, la personne émettrice doit
toujours disposer d’informations pertinentes sur la situation, autrement il n’est pas possible de
réaliser l’intervention (pour qu’elle puisse tout simplement apporter des résultats).
Dans la pratique, une situation peut survenir lors de laquelle toutes les personnes
intervenantes refusent d’intervenir et, eu égard au besoin légitime de chaque personne de
rester en vie et de sauvegarder sa santé, cela peut être compréhensible et attendu dans des
situations d’exposition extrême. L’auteur du projet de loi considère cette situation comme
extrême et suppose que ces situations exceptionnelles seront prévues par les plans d’urgence.
Les personnes pour lesquelles il est attendu qu’elles puissent prendre part à une telle
intervention doivent être éduquées, formées, entraînées et équipées d’équipements de
protection qu’elles sauront bien utiliser, de façon à ce que le degré de leur exposition soit
maintenu au niveau le plus bas possible et, de la sorte, également que soit minimisée la
probabilité que leur dose puisse atteindre ou dépasser le niveau fixé de 100 mSv. La
réglementation généralement engageante de cette situation est toutefois inadaptée, elle ne
régulerait qu’un nombre limité de cas ad hoc. De manière générale, il ne serait également pas
possible d’instaurer une règle unifiée pour le mode opératoire, car la procédure réelle
dépendrait des caractéristiques précises de la situation donnée.
Un règlement d’application, prenant en compte la position spécifique des membres des unités
armées et des corps de sécurité, déterminera les détails du mode de démonstration de la nature
du volontariat.
L’exigence de la nature du volontariat, tout comme les autres exigences susmentionnées
concernant les intervenants, ressort formellement de la directive BSS.
Concernant l’article 104:
Un texte formant à lui tout seul un titre de la loi nucléaire traite de l’obligation liée au type
spécial d’acte administratif déclaratoire individuel d’autorisation pour un déclassement
complet. À la fin de l’ensemble du processus de déclassement d’une installation nucléaire ou
d’un lieu de travail de catégorie III ou d’un lieu de travail de catégorie IV, survient un
moment où l’ancien lieu de travail ou la zone dans laquelle il se trouvait est entièrement
sécurisé et disponible pour une autre utilisation. Ce fait est évalué d’un point de vue technique
par l’office national de sûreté nucléaire et si les conditions données par la loi sont remplies (à
savoir avant tout la démonstration suffisante de certaines informations), l’office décide de
libérer la zone du régime de régulation et approuve pour l’ancien exploitant la fin du
déclassement par une autorisation de déclassement complet. En outre, presque aucune
exigence n’est imposée aux détenteurs de cette autorisation spéciale.
Étant donné que même après la réalisation d’un déclassement complet peut survenir le besoin
d’examiner ex post ses conséquences ou mode de réalisation, par exemple en conséquence de
- 285 -
dommages apparaissant sur l’environnement, il est nécessaire de fournir des informations
pertinentes dans le cas de leur réutilisation. Pour cette raison, la loi nucléaire impose au
détenteur de cette autorisation l’obligation de conserver la documentation essentielle pendant
une durée de 20 ans à compter du déclassement complet. Le nombre d’années a été fixé eu
égard à la longévité des conséquences possibles d’une utilisation de l’énergie nucléaire et du
rayonnement ionisant (de l’ordre de dizaines d’années).
Dans certains cas, il n’est pas possible ou approprié de procéder à un déclassement complet.
Mais, dans ce cas, les étapes pertinentes concernant le mode de traitement des restes de
l’installation et de la zone sur laquelle se trouvait l’installation doivent être fixées, et ce, dès la
phase où est préparée la réalisation du déclassement. Ce n’est qu’ainsi qu’il est possible d’assurer
une protection suffisante du public et de l’environnement contre les effets négatifs du
rayonnement ionisant. Le paragraphe 2 de la présente disposition, intégré pour des raisons
systémiques à l’aménagement du déclassement complet, détermine l’obligation correspondante.
Concernant l’article 105:
Les notions employées dans le domaine du traitement des déchets radioactifs et lors de la mise
hors service des installations nucléaires ou des sites avec des radionucléides émetteurs sont
expliquées. Le sens de l’explication est une définition claire de chaque notion.
La majeure partie des définitions transpose la directive 2011/70/Euratom et concerne
exclusivement les modes de traitement des déchets radioactifs ou du combustible nucléaire
usé. Ces définitions déterminent ce que l’on entend par stockage et traitement des déchets
radioactifs et retraitement du combustible nucléaire usé. Il s’agit de notions traditionnelles et
généralement connues d’un point de vue technique.
Une nouvelle notion est le «contrôle institutionnel» servant au suivi d’un dépôt de déchets
radioactifs (et de ses environs) après sa fermeture. Si par la fermeture du dépôt s’achève bien
l’étape active de son cycle de vie et que n’y est plus amené pour dépôt le moindre déchet
radioactif, des processus spontanés peuvent toutefois toujours s’y dérouler, pouvant influencer
négativement (par exemple, par de l’eau radioactive s’échappant) la santé humaine ou
l’environnement. Dans l’intérêt de leur protection, il est indispensable de procéder pendant un
certain temps à une surveillance systématique du dépôt fermé. Toutefois, il n’est pas possible
de procéder à une détermination législative de cette période, car les conditions précises des
dépôts peuvent être tout à fait diverses. La détermination précise de la durée de réalisation du
contrôle institutionnel découle par conséquent de la documentation relative à l’activité
autorisée et est ensuite ancrée de façon engageante dans le dispositif de la décision
d’attribution de l’autorisation de fermeture du dépôt.
Concernant l’article 106:
La raison pour laquelle des réglementations existantes relatives au traitement des déchets
radioactifs sont complétées ou modifiées est la transposition dans la législation d’un État
membre d’Euratom des règles et principes ancrés dans la directive 2011/70/Euratom. Les
dispositions des paragraphes 1 à 3 sont la transposition de la directive 2011/70/Euratom,
transposition quasiment littérale, et ce, afin de préserver l’exactitude de leur mise en œuvre.
Les dispositions établissent l’obligation de réceptionner par l’État ses propres déchets
radioactifs envoyés pour leur traitement dans un pays autre qu’un pays Euratom. Il y est
déterminé dans quelles circonstances il est possible de déposer des déchets radioactifs dans un
autre pays. Le but de l’aménagement est d’empêcher un mouvement transfrontalier excessif et
une accumulation de déchets radioactifs dangereux dans les États membres d’Euratom, ou
- 286 -
leur réception injustifiée de la part d’États non membres et vice versa, une remise injustifiée
et, de la sorte, potentiellement dangereuse, dans d’autres États. L’ensemble de l’aménagement
se base sur le principe d’une responsabilité primaire du pays (domicile), producteur des
déchets radioactifs en ce qui concerne le traitement sécurisé des déchets radioactifs. La remise
des déchets radioactifs est liée à une obligation contractuelle, à des conditions très strictes,
pour une garantie de la sécurité du traitement des déchets.
Concernant l’article 107:
La disposition est l’accomplissement de la directive 2011/70/Euratom dans la question de la
conception du traitement des déchets radioactifs, où l’obligation de créer une conception
propre est imposée à chaque État membre d’Euratom. L’obligation d’informer à intervalles
réguliers la Commission européenne des modifications de cette conception y est fixée.
Concernant l’article 108:
Il y est expliqué que les résidus d’extraction de minéraux contenant un radionucléide naturel
et les déchets contenant un radionucléide naturel ne provenant pas d’une activité radiologique
(c’est-à-dire un «déchet NORM», qui est dégagé de lieux de travail ayant des risques de
rayonnement accru issu d’une source naturelle de rayonnement selon l’article 94) ne sont pas
considérés comme des déchets radioactifs. La disposition souligne en outre la différence et le
danger élevé du traitement des déchets radioactifs en comparaison avec les autres déchets qui
sont une raison pour que le traitement des déchets radioactifs soit retiré du régime de la loi
nº 185/2001 du JO, sur les déchets, modifiant certaines autres lois. En même temps s’applique
toutefois qu’eu égard aux autres propriétés des déchets radioactifs, la réglementation générale
sur le traitement des déchets doit être appliquée.
Concernant l’article 109:
Les exigences visant la gestion du combustible usé sont, dans une grande mesure, similaires
aux obligations lors du traitement des déchets radioactifs, sauf disposition contraire. Cette
prémisse normative est donnée par la nature même du combustible nucléaire usé, qui a de
nombreuses propriétés similaires à celles des déchets radioactifs. De même que pour la
gestion des déchets radioactifs s’applique un lien mutuel entre chaque étape de la gestion du
combustible nucléaire usé.
Une certaine différence par rapport aux déchets radioactifs est l’utilisabilité future potentielle
du combustible nucléaire usé en conséquence d’un retraitement réussi. Le retraitement est la
procédure appropriée non seulement du point de vue de l’économie des coûts de traitement de
la source, mais aussi du point de vue de la sécurité de la protection contre les radiations (le
combustible retraité est réutilisé et ne devient pas un déchet radioactif inutilisable). Par
conséquent, la loi nucléaire impose également de manière formelle l’obligation à la personne
de laquelle provient le combustible nucléaire usé de se comporter de manière à ne pas rendre
impossible une réutilisation de ce combustible.
Concernant l’article 110:
La personne qui gère des déchets radioactifs endosse une responsabilité par laquelle elle aide
à garantir une gestion sécurisée de ces déchets. Les obligations indiquées font partie tant des
exigences de la directive 2011/70/Euratom que des normes internationalement reconnues
formulées dans les documents de l’AIEA et de l’OCDE.
- 287 -
Concernant l’article 111:
La disposition aménage les obligations du détenteur d’une autorisation de fermeture d’un
dépôt de déchets radioactifs. Même en cas d’achèvement définitif de l’utilisation du dépôt
sous la forme de sa fermeture existent de nombreux risques perdurant, qui doivent être suivis
ultérieurement et pour lesquels il faut trouver des mesures correctives. Le stockage des
déchets radioactifs après fermeture d’un dépôt dure des dizaines à des centaines d’années et,
dans l’état actuel de la connaissance humaine, il n’est pas possible d’anticiper toutes les
conséquences possibles de cette activité. Le détenteur d’une autorisation de fermeture d’un
dépôt doit préventivement procéder à des activités de protection et correctives dans l’intérêt
d’une minimalisation des influences des déchets radioactifs stockés sur la santé humaine et
l’environnement. Un contrôle institutionnel, dont le but est de déterminer les
dysfonctionnements du dépôt, doit être avant tout garanti. Si un dysfonctionnement
n’atteignant pas forcément l’intensité d’une situation d’urgence radiologique survient, des
mesures garantissant la correction de la situation et une protection contre les radiations doivent
être prises. Enfin, le détenteur d’une autorisation doit disposer sur le long terme d’informations
pertinentes pour qu’il puisse tout simplement assurer les activités susmentionnées. Ajoutons que
le détenteur de cette autorisation sera dans les conditions de la République tchèque
l’administration, car elle est la titulaire exclusive des tâches dans ce domaine.
Concernant l’article 112:
L’administration, créée par le ministère de l’industrie et du commerce (ou existant déjà sur la
base de la loi nº 18/1997 du JO), est une unité organisationnelle de l’État, à qui revient la
gestion du patrimoine de l’État
Par son intermédiaire, l’État garantit le dépôt sécurisé des déchets radioactifs, car tous les
déchets radioactifs déjà existants et produits dans le futur par les producteurs de déchets
radioactifs seront enregistrés par l’administration et concentrés dans le dépôt qu’elle gérera.
Il est proposé de manière déjà traditionnelle que l’activité de l’administration soit financée avant
tout par des taxes sur les producteurs de déchets radioactifs, qui seront placées sur un compte
nucléaire dédié. Ce compte est et continuera à être tenu auprès de la banque centrale tchèque. Le
compte nucléaire est géré par le ministère des finances. Ce compte fait partie des comptes des
actifs financiers de l’État, dont le gouvernement décide de l’utilisation. L’administration ne crée
pas de revendications sur les fonds du compte nucléaire pour les dépenses non consommées selon
l’article 47 de la loi nº 218/2000 du JO, portant sur les règles budgétaires.
La loi aménage dans cette disposition l’objet des compétences de l’administration, qui est non
seulement la gestion des déchets radioactifs et la gestion des dépôts eux-mêmes, mais en
outre, également les activités de caractère financier telles que, par exemple, la gestion des
taxes, la gestion des provisions pour la mise hors service, etc. La loi nucléaire confie
également de manière nouvelle dans les autres dispositions certaines compétences à
l’administration dans le domaine de la prise en charge du traitement des sources trouvées de
rayonnement ionisant ou de matériaux nucléaires. L’administration dispose en effet
factuellement des capacités techniques et personnelles pour ces activités, tout en ne gênant
pas l’État, comme l’on pourrait l’attendre de la part d’entités commerciales.
La réglementation concernant la position et les activités exercées par l’administration a été, en
tant que réglementation traditionnelle et suffisamment efficace, excepté de légères
modifications réclamées avant tout par l’évolution juridique transitoire dans le domaine de la
terminologie et de certaines notions juridiques spéciales (par exemple, la gestion du
- 288 -
patrimoine de l’État et la position des unités organisationnelles de l’État), entièrement reprise
à partir de la loi nº 18/1997 du JO. Elle n’apporte donc pas de nouveautés par rapport à la
réglementation suffisamment connue et appliquée avec succès.
La disposition dans le dernier paragraphe aménage le mode de financement de l’activité de
l’administration. L’administration doit utiliser les fonds du budget public pour les activités
concernant la gestion des déchets radioactifs ayant été transportés sur le territoire de la
République tchèque en provenance de l’étranger et ne pouvant être renvoyés, et le traitement
des déchets radioactifs étant nés avant l’entrée en vigueur de la loi nº 18/1997 du JO. (c’est-àdire au 1er juillet 1997).
Concernant l’article 113:
De même qu’à l’article 102 de la loi nucléaire, cette disposition réagit au fait que puissent
exister des situations exposant des personnes à un rayonnement indésirable pour des raisons
nées dans le passé, lorsque les sources de rayonnement ionisant n’étaient pas suffisamment
encadrées ou, même, quand les effets du rayonnement et les mécanismes provoquant un
rayonnement n’étaient pas suffisamment connus. L’administration est autorisée à fournir une
subvention pour l’élimination de certaines de ces «anciennes charges écologiques», la loi
nucléaire présentant leur énumération détaillée.
Les personnes responsables de ces situations n’existent plus (il s’agit d’entités ayant disparu
suite à la transformation de l’économie tchèque dans les années 90 du siècle dernier) et, par
conséquent, l’État (agissant par l’intermédiaire de l’administration) endosse leurs obligations
et compense le préjudice entraîné par ces anciennes charges écologiques. Le système proposé
(et actuellement déjà appliqué de longue date) suppose une certaine forme de paiement des
coûts liés à la remise d’un terrain comportant d’anciennes charges écologiques dans son état
d’origine, s’appelant déjà traditionnellement «subvention», car fourni à l’avance sous forme
d’acomptes, et ce, du fait du montant considérable de ces coûts qu’il serait difficile de
supporter et de la durée considérable de l’élimination des anciennes charges écologiques.
Même dans ce cas, il ne s’agit pas d’une aide dans le sens des articles 107 et suivants du
Traité sur le fonctionnement de l’Union européenne, à savoir d’«aides [...] qui [...] favorisent
certaines entreprises ou certaines productions, dans la mesure où elles affectent les échanges
entre États membres». Il n’y a pas de favoritisme pour le bénéficiaire d’une subvention sur le
marché, car les fonds sont fournis pour le montant correspondant aux coûts d’élimination des
anciennes charges écologiques (par exemple, l’élimination des collecteurs de boue nés de
l’extraction et du traitement du minerai d’uranium). De même, il n’est pas possible de
considérer le mode d’octroi des fonds comme sélectif, car son accès est ouvert à chaque entité
«touchée» par l’héritage de la transformation des anciennes charges écologiques datant
d’avant 1989. Il est plutôt possible de conclure que la nature de ces subventions publiques
dépasse tout à fait le cadre des articles 107 et suivants du Traité sur le fonctionnement de
l’Union européenne.
Concernant l’article 114:
Il est proposé de manière déjà traditionnelle que l’activité de l’administration soit financée
avant tout par des taxes sur les producteurs de déchets radioactifs, qui seront placées sur un
compte nucléaire dédié. Ce compte est et continuera à être tenu auprès de la banque centrale
tchèque. Le compte nucléaire est géré par le ministère des finances.
La création du compte nucléaire garantit le fait que les fonds seront regroupés pour le montant
et la liquidité nécessaires et ne seront pas utilisés à d’autres fins, et qu’au moment où leur
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utilisation est nécessaire ils seront libérés sans problèmes, par exemple pour l’édification d’un
dépôt de déchets radioactifs, assurée par l’administration et approuvée dans le plan d’activité
de l’administration.
Concernant l’article 115:
Les taxes sur le compte nucléaire sont prévues en tant que taxes à deux types, d’une part
périodiques pour les «grands» producteurs de déchets radioactifs, d’autre part ponctuelles
pour les «petits» producteurs. Les fonds pour le financement du déclassement d’une
installation nucléaire ne seront pas inclus dans les taxes, mais des fonds pour le dépôt des
déchets radioactifs nés lors du déclassement seront prélevés. Il est prévu que la méthodologie de
la spécification des taxes susmentionnées sera fixée de manière à stimuler la limitation de la
création de déchets radioactifs. Les taxes sur les producteurs de déchets radioactifs sur le compte
nucléaire font partie de leurs frais pour parvenir à une garantie et un maintien de leurs revenus.
Il est proposé de fixer par ordonnance gouvernementale le montant des taxes des
contribuables sur le compte nucléaire.
Concernant l’article 116:
À l’article 116, qui détermine les règles selon lesquelles sont compensés pour les communes
les impacts résultant de leur proximité géographique avec une installation nucléaire servant au
stockage de déchets radioactifs, est nouvellement instituée une contribution ponctuelle issue
du compte nucléaire d’un montant de 30 000 000 CZK pour chaque commune sur le territoire
cadastral de laquelle sera déterminée une zone protégée pour une intervention particulière
dans l’écorce terrestre pour le stockage de déchets radioactifs sous terre. La nouvelle
réglementation permet ainsi de compenser les risques découlant de l’installation d’un dépôt de
déchets radioactifs pour une commune sur le territoire de laquelle l’ouvrage se trouve.
Le paragraphe 1 de cette disposition lie l’octroi d’une contribution aux situations où sont émis
certains types de décisions. Un moyen de recours ordinaire peut être déposé contre ces décisions,
ainsi que, le cas échéant, une plainte administrative. Selon le paragraphe 2, un droit à contribution
naît alors au cas où un moyen de recours n’est pas déposé ou qu’un moyen de recours est bien
déposé, mais que n’est pas déposée par la suite de plainte administrative. La condition d’octroi
d’une contribution est en effet justement l’absence de tout autre moyen possible de renversement
de la décision indiquée au paragraphe 1, ce qui signifie une situation dans laquelle il est établi de
manière certaine que la décision selon le paragraphe 2 a des effets juridiques et touche la
commune (dont le préjudice devrait justement être compensé par cette contribution).
Concernant l’article 117:
La disposition définit les notions de base utilisées dans le domaine de l’«approbation du type
de produit et le transport» du projet de loi nucléaire, dont la définition plus détaillée est
indispensable pour une bonne interprétation et application de la réglementation proposée.
Les explications des notions se basent sur les définitions fixées dans la
directive 2006/117/Euratom et la recommandation AIEA TS-R-1, édition 2009, en vigueur
concomitamment. Les notions juridiques sont aménagées de manière à satisfaire les exigences
législatives, avant tout du point de vue de l’utilisation des notions par la loi nucléaire, et à ce
que, dans le même temps, elles ne s’écartent pas par leur signification de l’interprétation
présentée dans les documents susmentionnés.
- 290 -
Concernant les articles 118 à 121:
Cette partie de la loi ancre l’obligation pour le fabricant et l’importateur d’emballages pour le
transport, le stockage ou le dépôt de substances radioactives ou fissiles, pour les fabricants et
importateurs de sources de rayonnement de radionucléides, de générateurs d’installations, tout
comme d’installations destinées à des activités immédiates avec des sources de rayonnement
ionisant, de mettre ces produits en circulation uniquement après une homologation du type de
la part de l’office national de sûreté nucléaire. Eu égard au temps que prend l’homologation
du type, des délais différents de ceux en vertu de la procédure administrative sont fixés pour
les décisions de l’office national de sûreté nucléaire. Une autre obligation des fabricants et
importateurs de ces produits est la vérification et l’attestation de la conformité entre les
propriétés et les paramètres du produit et le type approuvé.
Les obligations susmentionnées concernent les cas où la structure du produit peut influencer
le niveau de la sécurité nucléaire ou de la protection contre les radiations, les produits
devenant ainsi l’objet d’une surveillance de l’État du point de vue de l’intérêt public; voir
également la directive BSS et la directive 2008/68/CE du Parlement européen et du Conseil
du 24 septembre 2008, relative au transport intérieur des marchandises dangereuses.
La disposition de l’article 118 détermine quels produits sont soumis à une homologation du
type; elle différencie dans le même temps les produits qui ne sont pas eux-mêmes une source
de rayonnement ionisant, mais sont destinés au transport de sources et ne peuvent donc être
utilisés qu’après l’homologation du type de la part de l’office national de sûreté nucléaire et
les produits contenant une source de rayonnement de radionucléides ne pouvant être
fabriqués, importés, distribués et utilisés qu’après l’homologation du type de la part de
l’office national de sûreté nucléaire (paragraphe 2). Par rapport à la situation actuelle, il n’y a
donc pas eu de modification, de plus est complété le paragraphe 3 qui instaure dans la loi une
«clause de reconnaissance mutuelle»; l’aménagement proposé est ainsi en conformité
également avec les principes du droit de l’UE sur la libre circulation avant tout des
marchandises dans la sphère non harmonisée. Le quatrième paragraphe présente la clause
d’habilitation pour le règlement d’application relatif à la détermination d’une spécification
plus détaillée des produits soumis à une homologation du type.
L’article 119 fixe les conditions de la demande d’homologation du type pour les deux groupes
susmentionnés de produits et la documentation qu’il faut présenter avec la demande; il
représente un aménagement similaire à l’aménagement existant. La grande différence
législative est dans le fait que c’est la loi nucléaire qui détermine les conditions de la demande
(la spécification de la documentation pour la demande d’homologation du type de produit y
est annexée), tandis qu’à l’heure actuelle c’est l’arrêté d’application qui contient le tout. La
fin de la disposition de l’article 119, paragraphe 5 permet au demandeur, aux conditions
fixées, de ne pas présenter à l’office une documentation déjà présentée, ce qui entraîne une
diminution de la charge administrative.
La disposition de l’article 120 comporte en son paragraphe 1 les conditions de la décision
d’homologation du type, et ce, pour les emballages (trois groupes), pour une substance
radioactive de forme spéciale, pour une substance radioactive avec petite capacité de
dispersion et pour les sources de rayonnement ionisant. Au paragraphe 2 est déterminé le délai
administratif pour la délivrance d’une décision d’homologation du type. Les emballages
destinés au transport, réclamant une autorisation selon l’article 9, paragraphe 4 de la loi
nucléaire, à savoir les emballages pour les substances fissiles et pour les activités très élevées
de substances radioactives (et pour les emballages pour une utilisation pour les autres types
- 291 -
fixés de transports) sont des équipements compliqués et complexes. La documentation de
sécurité pour leur homologation contient de plusieurs centaines de pages jusqu’à plusieurs
milliers de pages de texte et, de plus, des croquis d’accompagnement, calculs et analyses. Une
aussi grande quantité de documents ne peut pas être étudiée et évaluée (parfois même avec la
collaboration externe de sites universitaires, d’organisations de recherche, de développement
et autres) dans un délai de 60 jours. Le délai de 12 mois a déjà été fixé par la réglementation
existante, et ce, pour tous les emballages réclamant une homologation. La pratique existante a
clairement démontré que le délai ainsi fixé est approprié et ne gêne nullement le demandeur de
l’homologation du type. Il ne s’agit pas en effet d’une aggravation de la situation du demandeur,
mais bien du contraire, car l’utilisation de délais standards pour la tenue de la procédure
administrative serait liée à l’impossibilité de décider de manière pertinente et aboutirait lors de
procédures précises à une interruption inévitable de la procédure (utilisée entre autres au-delà du
cadre de l’objectif de cette institution, tel que défini par la loi nº 500/2004 du JO, code
administratif) et à une charge bureaucratique et administrative accrue.
Un changement important des conditions de la décision d’homologation du type n’est pas
proposé par rapport à la réglementation actuelle. La différence législative consiste dans le fait
(de même qu’au paragraphe précédent) que ces conditions sont fixées par la loi nucléaire,
nullement par l’arrêté d’application.
L’article 121 également, contenu actuellement dans l’arrêté d’application, est proposé pour
des raisons législatives dans la loi nucléaire. Les obligations des personnes concernées
(paragraphe 1, paragraphe 3) et les modes de vérification de la conformité (paragraphe 2)
restent en substance les mêmes que dans l’aménagement actuel. Le paragraphe 4 détermine la
teneur de la déclaration de conformité qui doit être en langue tchèque (dans l’intérêt d’une
protection des droits des consommateurs locaux). La version de la partie III a été employée
pour le maintien d’un accès unifié à tous les produits (les emballages pour le combustible
nucléaire usé constituent des équipements sélectionnés), à savoir, la partie III des conditions
de déclaration de conformité de l’annexe nº 2 de l’arrêté actuel en vigueur nº 309/2005 du JO,
relatif à la garantie de la sécurité technique des équipements sélectionnés.
Concernant les articles 122 et 123:
Les dispositions imposent des obligations pour les transporteurs de substances radioactives ou
fissiles. Le transporteur est le détenteur d’une autorisation de transport ou la personne
indiquée en tant qu’expéditeur dans les documents de transport, donc toute personne
transportant ces substances. S’agissant du transport de substances radioactives ou fissiles,
pour le transport desquelles une autorisation est nécessaire, le détenteur de l’autorisation de
transport a d’autres obligations (article 123). La clause d’habilitation connexe renvoie au
règlement d’application.
Les obligations susmentionnées des transporteurs résultent du fait que la réalisation du
transport peut influencer le niveau de sécurité nucléaire ou de la protection contre les
radiations, de plus le transport se déroule généralement dans un espace public. De la sorte,
cette activité devient l’objet d’une surveillance de l’État du point de vue de l’intérêt public.
Voir également la directive BSS et la directive 2008/68/CE.
La disposition de l’article 122 fixe les obligations du transporteur de substance radioactive ou
fissile; du point de vue technique et organisationnel, elles sont très similaires à la
réglementation actuelle, celle de l’article 20 de la loi nº 18/1997 du JO. Les modifications ont
été entraînées par l’effort pour que toutes les obligations des personnes concernées soient
couvertes par les dispositions de la loi et que l’arrêté d’application ne fasse que décrire les
- 292 -
conditions techniques, organisationnelles et administratives pour le transport d’une substance
radioactive et fissile.
Concernant les articles 124 à 129:
Les dispositions de cette partie de la loi nucléaire proposée résultent de la transposition de la
directive 2006/117/Euratom et de la décision de la Commission du 5 mars 2008, établissant le
document uniforme pour la surveillance et le contrôle des transferts de déchets radioactifs et
de combustible nucléaire usé mentionné dans la directive 2006/117/Euratom du Conseil
(décision de la Commission 2008/312/Euratom).
La disposition de l’article 124 détermine la forme du dépôt d’une demande d’autorisation
pour le transport international de déchets radioactifs et de combustible nucléaire usé et les
conditions pour d’une demande portant sur plusieurs transports. La forme consiste à
renseigner
la
partie
pertinente
du
document
standard
publié
par
la
décision 2008/312/Euratom.
Les conditions de transport de la République tchèque vers un autre État membre de l’UE sont
fixées par la disposition de l’article 125, la disposition de l’article 126, puis les exigences
concernant le transport en partance de la République tchèque hors de l’UE. À l’article 127
sont fixées les exigences pour le transport vers la République tchèque à partir d’un État non
membre de l’UE. Si des déchets radioactifs et du combustible nucléaire usé sont transportés
entre deux États non membres de l’UE à travers le territoire de l’UE et si la République tchèque
est le premier pays de transit, les conditions de transport sont fixées à l’article 128. Pour finir, la
disposition de l’article 129 détermine les exigences applicables au transport à travers le territoire
de la République tchèque, ne réclamant pas d’autorisation de l’office national de sûreté nucléaire;
l’organisme compétent d’un autre pays de l’UE autorisé à permettre le transport ne l’autorise
cependant pas sans l’accord de l’office national de sûreté nucléaire.
Concernant l’article 130:
Il est proposé de manière nouvelle d’aménager dans la loi les conditions de base concernant le
suivi de la situation radiologique sur le territoire de toute la République tchèque. Des
obligations pour le suivi dans les environs des lieux de travail de catégories III et IV, y
compris des installations nucléaires, et, surtout, dans les zones concernées par un plan
d’urgence où, de plus, doit être suivie la teneur des radionucléides dans les rejets gazeux et
liquides issus de ces lieux de travail et des installations nucléaires, y sont aussi spécialement
établies. Dans la loi est également déterminée la spécification des personnes prenant part au
suivi de la situation radiologique sur le territoire de la République tchèque. Cette spécification
est, par rapport à l’aménagement existant dans la loi nº 18/1997 du JO, fixée de façon à ce que
d’autres personnes également, non explicitement déterminées par la loi, puissent prendre part
au suivi, et ce, si elles remplissent certains critères (ce qui est une exigence ayant résulté de la
pratique où cette possibilité avait été aménagée sous une forme d’arrêté, mais cette forme
s’était révélée comme insuffisante). Dans la loi est également fixée l’obligation pour toutes
les personnes effectuant un suivi de participer à des exercices en cas d’accidents, des
entraînements et des mesures comparatives, ce par quoi elles démontreront, entre autres, la
qualité des activités réalisées et leur préparation pour un suivi éventuel en cas de naissance
d’une urgence radiologique.
L’aménagement proposé n’a, jusqu’alors, pas été instauré de manière uniforme; des exigences
partielles ont été indiquées dans l’arrêté nº 319/2002 du JO, dans l’arrêté nº 307/2002 du JO et
dans le décret gouvernemental nº 11/1999 du JO, et il spécifie le système existant de suivi que
- 293 -
l’office national de sûreté nucléaire a décrit dans le rapport de réalisation d’activités et
d’équipement du réseau national de suivi des radiations, qui a été la base pour le décret
gouvernemental nº 522 du 13 juillet 2011. Par l’adoption du décret gouvernemental nº 478 du
14 mai 2001 a été lancé le processus de réalisation systématique des activités et de
l’équipement du réseau national de suivi des radiations (ci-après «RSR»), qui a continué avec
l’adoption du décret gouvernemental nº 388 du 12 avril 2006. En 2002 a été adoptée la loi
nº 13/2002 du JO, modifiant la loi nº 18/1997 du JO, et qui, avec l’arrêté nº 319/2002 du JO,
portant sur la fonction et l’organisation du réseau de suivi des radiations, dans la version de
l’arrêté nº 27/2006 du JO, créait la base juridique pour l’activité du RSR. La gestion du réseau
a été confiée à l’office national de sûreté nucléaire. À côté de l’office national de sûreté
nucléaire, prennent part à son activité dans l’étendue fixée le ministère des finances, de la
défense, de l’intérieur, de l’agriculture et de l’environnement. L’office national de sûreté
nucléaire a conclu avec ces ministères des accords-cadres, qui sont complétés par des contrats
d’exécution conclus avec chaque institution des ministères indiqués, participant directement à
l’activité du RSR. Il s’agit de l’institut hydrométéorologique tchèque, de l’institut de
recherche sur l’aménagement des eaux T. G. Masaryk de Prague, de la direction générale du
corps des sapeurs-pompiers de la République tchèque, de l’institut de recherche sur la
sylviculture et la cygénétique, de l’institut central agricole de contrôle et de tests, de la police
de la République tchèque, de l’inspection agricole et alimentaire nationale, de l’institut
national vétérinaire, de la direction générale des douanes et de l’armée de la République
tchèque; ces contrats sont mis à jour selon les besoins. Dans les contrats est déterminé, d’une
part, à quelles activités précises l’organisation donnée prend part dans le cadre du RSR, dans
quelle étendue et, le cas échéant, à quelles conditions financières et techniques, d’autre part,
quelles sont les obligations de l’office national de sûreté nucléaire pour la garantie de cette
collaboration. Concrètement est ainsi fixé dans les contrats, à l’exception des contrats avec la
direction générale du corps des sapeurs-pompiers de la République tchèque, la police de la
République tchèque, la direction générale des douanes et l’armée de la République tchèque,
quel est le montant des dépenses pour l’activité des organisations données cofinancées à partir
du budget de l’office national de sûreté nucléaire; dans le cas des contrats avec la direction
générale du corps des sapeurs-pompiers de la République tchèque, la police de la République
tchèque et l’armée de la République tchèque, l’activité des composantes du RSR est
exclusivement prise en charge par le budget du ministère dont elles relèvent. Les contrats
déterminent aussi le mode de financement de l’équipement de l’organisation donnée
nécessaire au RSR, à savoir s’il s’agit d’un équipement financé, le cas échéant cofinancé par
l’office national de sûreté nucléaire ou par cette organisation. Par le décret gouvernemental
nº 522 du 13 juillet 2011, il a été fixé de conserver le schéma susmentionné de financement.
De plus a été approuvée la condition selon laquelle l’obligation nouvellement imposée à
l’office national de sûreté nucléaire consistant dans l’établissement d’un «programme national
de suivi» ferait partie de la nouvelle loi nucléaire. Les principes susmentionnés sont devenus
la base pour la formulation des dispositions concernant le suivi de la situation radiologique, et
ce, tant dans le présent titre que dans le titre consacré à la maîtrise d’une situation d’urgence
radiologique, les spécifications étant détaillées dans l’arrêté d’application, les détails
connexes sur le financement concret continuant à être résolus par les contrats.
L’aménagement proposé correspond ainsi dans la loi à tous les faits susmentionnés et inclut,
de plus, également les exigences connexes
 de la directive BSS,
- 294 -
 de la recommandation de la Commission du 8 juin portant sur l’utilisation de
l’article 36 du Traité portant création d’Euratom, concernant le suivi du niveau de
radioactivité dans l’environnement aux fins d’une évaluation du taux de radioactivité
susceptible d’exercer une influence sur la population,
 de la recommandation de la Commission du 18 décembre 2003 sur des informations
normalisées sur les rejets radioactifs gazeux et liquides dans l’environnement à partir
des réacteurs nucléaires de puissance et des usines de retraitement en fonctionnement
normal (2004/2/Euratom),
 des vérifications des installations destinées au contrôle de la radioactivité dans
l’environnement selon l’article 35 du Traité portant création d’Euratom — dispositions
pratiques pour le déroulement des inspections dans les États membres (2006/C 155/02),
 de la recommandations de la Commission du 8 juin 2000 concernant l’application de
l’article 36 du traité Euratom relatif à la surveillance des taux de radioactivité dans
l’environnement en vue d’évaluer l’exposition de l’ensemble de la population
(2000/473/Euratom) et
 AIEA, «Environmental and Source Monitoring for Purposes of Radiation Protection
Safety Guide», séries nº RS-G-1.8, publié le 22 août 2005,
et comporte également des exigences dont la réglementation est apparue sur la base des
expériences pratiques comme nécessaire pour la garantie de ce suivi.
Le mandat dans le dernier paragraphe est délivré en vue d’un aménagement des détails des
points conceptuels du suivi, par exemple un aménagement de la teneur du programme
national de suivi.
Concernant l’article 131:
La disposition proposée comporte la spécification des obligations des détenteurs stratégiques
d’autorisations selon l’article 9 de la loi nucléaire, accomplissant les activités les plus
importantes avec l’impact potentiellement le plus élevé sur la santé humaine et
l’environnement. Il s’agit nominalement des détenteurs d’autorisation pour l’exploitation d’un
lieu de travail de catégorie III, qui est dans le même temps détenteur d’une autorisation pour
la libération d’une substance radioactive sous forme de rejets, pour l’exploitation d’un lieu de
travail de catégorie IV, pour la mise en place et l’édification d’une installation nucléaire, pour
l’édification d’un lieu de travail de catégorie IV, pour la fermeture d’un dépôt de déchets
radioactifs et pour la réalisation de certains services importants du point de vue de la
protection contre la radioactivité.
La participation de ces détenteurs d’autorisation au suivi de la situation radiologique est
indispensable, car ce sont eux qui peuvent entreprendre exclusivement certains éléments du
suivi sur leurs installations ou sites. Les données obtenues sur le suivi doivent être remises à
l’office national de sûreté nucléaire, qui garde ainsi une vue d’ensemble sur la situation
radiologique sur le territoire du pays et prépare sur leur base des mesures d’encadrement.
Il s’agit des obligations imposées jusqu’alors aux détenteurs d’autorisations dans le décret
gouvernemental nº 11/1999 du JO et dans l’arrêté nº 307/2002 du JO, mais également des
obligations jusqu’alors non aménagées dans les réglementations tchèques, dont la nécessité
d’un aménagement découle des règlements de l’UE ou de la pratique existante. Toutes les
exigences relevant du système de suivi de la situation radiologique sur le territoire de la
République tchèque mentionnée au titre VIII de la présente loi seront spécifiées en détail dans
l’arrêté d’application, qui remplacera l’arrêté nº 319/2002 du JO, tout comme, partiellement,
le décret gouvernemental nº 11/1999 du JO et l’arrêté nº 307/2002 du JO. Le mandat contenu
- 295 -
dans la présente disposition est délivré en vue d’un aménagement de certains détails
techniques du suivi réalisé et de l’équipement qui est utilisé pour ce suivi et de la teneur du
rapport annuel sur le suivi des rejets et de leurs environs.
De plus est définie dans cette disposition la notion de «plan national de situations d’urgence»
qui concernera le territoire de la République tchèque à l’extérieur du complexe d’une
installation nucléaire ou d’un lieu de travail de catégorie IV qui n’est pas une installation
nucléaire, et qui sera destiné à la préparation de la gestion et de la réalisation d’une réponse à
un accident radiologique ou une urgence radiologique avec impact hors de la zone concernée
par un plan d’urgence. En complétant cette notion pour la définition d’un plan d’urgence tant
interne qu’externe a donc lieu dans la loi présentée une délimitation claire des parties du
territoire de la République tchèque auxquelles ces plans (à savoir les mesures qui y sont
décrites) se rapportent, ce territoire étant toutefois entièrement couvert par ces plans.
Concernant l’article 132:
La catégorie nouvellement définie de risque est instaurée conformément aux exigences de la
recommandation de la norme AIEA «Preparedness and response for a Nuclear or Radiological
Emergency» (nº GS-R-2) et exprime le niveau des impacts possibles d’un accident
radiologique ou d’une urgence radiologique, survenus sur une installation nucléaire ou un lieu
de travail avec une source de rayonnement ionisant ou lors d’une activité accomplie dans le
cadre de situations d’exposition sur le territoire de la République tchèque. Le détenteur d’une
autorisation notifie la catégorie fixée de menace à l’exécutant du plan d’urgence externe et du
plan national de situations d’urgence radiologique, pour que les entités du système de gestion
de crise et du système intégré de secours puissent évaluer de manière pertinente le niveau du
risque et se préparer à d’éventuelles interventions sur le territoire de la République tchèque en
cas d’accident radiologique ou d’urgence radiologique.
Dans le deuxième paragraphe se définissent les catégories dans lesquelles se classe une
situation d’urgence radiologique. Cette classification correspond à la pratique existante. Les
modalités d’application définissent les détails de catégorisation dans le domaine de la maîtrise
d’une situation d’urgence radiologique.
Concernant l’article 133:
L’élaboration d’une «analyse et évaluation d’une situation d’urgence radiologique»
(brièvement instaurée à l’article 4), à savoir d’une analyse pour l’appréciation des situations
d’urgence radiologique connexes et l’évaluation de leurs impacts lors de la réalisation des
activités dans le cadre des situations d’exposition, des activités liées à l’utilisation de l’énergie
nucléaire, le traitement des déchets radioactifs et du combustible nucléaire usé ou le transport
d’une substance radioactive ou fissile, forme le point initial de la planification et de la
préparation des mesures et procédures pour la maîtrise d’une situation d’urgence
radiologique. Cette élaboration sera réalisée avant le début de l’activité en question et avant le
début déclassement d’une installation nucléaire ou d’un lieu de travail ayant des sources de
rayonnement ionisant. Sur la base du résultat de l’analyse et de l’évaluation de la situation
d’urgence radiologique, les situations d’urgence radiologique pouvant naître dans un cas
précis lors d’une activité autorisée seront classées dans un niveau et une catégorie de risque et
ces résultats seront également la base pour l’élaboration d’une nouvelle documentation, sans
laquelle la maîtrise d’une situation d’urgence radiologique ne serait pas réalisable, à savoir le
plan interne et national de situations radiologiques d’urgence, le règlement pour les situations
d’urgence, les instructions d’intervention, si un plan interne d’urgence n’est pas établi et, dans
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des cas spéciaux, également le plan externe d’urgence et la proposition de détermination
d’une zone concernée par un plan d’urgence.
La disposition transpose la directive BSS et l’arrêté connexe contiendra sa réalisation détaillée
(avant tout eu égard aux conditions de réalisation de l’analyse et de l’évaluation d’une
situation d’urgence radiologique et de leur documentation).
Concernant l’article 134:
La disposition contient la spécification des conditions nécessaires pour la garantie d’une
préparation à une réponse à situation d’urgence radiologique, qui, dans la réglementation
existante, a été présentée dans le règlement d’application. Comme il s’agit d’une spécification
des obligations de base, sa détermination dans la loi est indispensable. Cette disposition
transpose de même la directive BSS et sera détaillée dans un règlement d’application.
Concernant l’article 135:
La disposition contient la spécification des mesures que le détenteur d’une autorisation doit
réaliser en cas de survenu d’une situation d’urgence radiologique, dans le but d’une
minimalisation de ses conséquences. L’accent est mis sur la préparation d’un système
d’information de toutes les personnes éventuellement touchées par une situation d’urgence
radiologique survenue avec le plan interne d’urgence et les instructions d’intervention, la
préparation des moyens techniques, la vérification des connaissances, des procédures, du
fonctionnement des moyens techniques, et ce, tant sur le site du détenteur d’une autorisation
qu’en cas de situation radiologique dans une zone concernée par un plan d’urgence. De plus,
la disposition proposée est une transposition de la directive BSS.
Du point de vue de la préparation de la population à une future situation d’urgence
radiologique possible, ce sont surtout les obligations au paragraphe 2, lettre c), à savoir le
programme de prophylaxie iodée pour les habitants, la fourniture d’une information préalable
à la population et le maintien des éléments de fin de chaîne pour l’avertissement de la
population, qui se révèlent être essentielles. Ces obligations doivent garantir la protection de
la population et sont déjà réalisées dans la situation actuelle. L’information préalable de la
population (sous forme d’une brochure imprimée) devrait être préparée avec l’aide technique
des organismes du pouvoir public responsables de la garantie de la protection radiologique et
de la maîtrise d’une situation d’urgence radiologique.
La disposition incorpore également une nouveauté sous la forme de la conclusion d’un accord
de participation du détenteur d’une autorisation à la préparation à une réponse à situation
d’urgence radiologique. Les discussions concernant l’accord entre le détenteur d’une
autorisation et l’exécutant du plan d’urgence au sein du conseil de sécurité de la région
devraient exclure la possibilité que le président de région change quelque chose à cet accord
jusqu’à la conclusion de cet accord. Pour cette raison, il est nécessaire de présenter pour
discussion sa proposition au conseil de sécurité de la région.
Du point de vue des coûts financiers, l’article 135 n’apporte rien de nouveau ou il s’agit de
coûts financiers que le détenteur d’une autorisation a déjà engagés jusqu’alors en application
des termes du décret gouvernemental nº 11/1999 du JO. La loi nucléaire nouvellement
proposée ne fait que déplacer la réglementation vers une réglementation de force juridique
supérieure.
- 297 -
Concernant l’article 136:
La réponse à une situation d’urgence radiologique inclut toutes les mesures et procédures que
la personne à l’origine de la situation d’urgence radiologique doit prendre immédiatement
après la constatation de sa survenu et réalisées au cours de l’activité pour la maîtrise de la
situation pendant sa survenue et son déroulement, dans le but de reprendre le contrôle de la
source endommagée et d’empêcher ou d’atténuer les conséquences nées par cette situation
d’urgence radiologique. Selon le niveau de la situation d’urgence radiologique, les mesures ne
sont réalisées que dans les locaux du détenteur d’une autorisation, les mesures de protection
étant réalisées dans la zone de planification des situations d’urgence sur la base des résultats
du suivi de la situation radiologique en cas de survenu d’une urgence radiologique et les
composantes du système intégré de secours étant associées aux travaux de secours et
d’élimination, les mesures de protection étant prises. L’accent est mis sur la pertinence de
l’information des personnes potentiellement menacées, l’avertissement et l’information des
personnes concernées, la pertinence de l’activation des intervenants, le suivi du niveau
d’exposition d’urgence et l’adoption de mesures de protection pour la protection de la population.
La disposition proposée par le paragraphe 2, lettre f) se base aussi sur les faits suivants:
 Un État membre a, conformément à l’article 69, point 1, de la directive BSS, pour
obligation d’imposer à l’exploitant, à savoir le détenteur d’une autorisation, l’adoption
pertinente (sans retard indu) des mesures (toutes mesures connexes) pour la
diminution des conséquences du niveau d’exposition d’urgence. En cas de nécessité
d’adoption d’une mesure de protection d’évacuation, il est donc nécessaire que la
suggestion provienne de l’exploitant.
 La disposition précise l’aménagement actuel en vertu de la loi nº 18/1997 du JO selon
les expériences jusqu’alors retirées des exercices d’urgence «ZÓNA» en cas de
survenu d’une urgence radiologique sur le territoire de la République tchèque sur une
installation nucléaire exploitée, où le détenteur afférent d’une autorisation proposera
de manière prioritaire les mesures de protection immédiates, l’office confirmant cette
proposition ou la précisant (voir article 184). La raison pour l’aménagement proposé
est le temps, à savoir jusqu’à deux heures, au cours desquelles le détenteur d’une
autorisation dispose de manière anticipée des informations nécessaires à la proposition
d’une évacuation (remarque: les deux autres mesures de protection sont instaurées
automatiquement après que le détenteur d’une autorisation déclare la naissance d’une
urgence radiologique et lance un avertissement dans la zone de planification des situations
d’urgence). Comme l’évacuation même réclame avant son commencement la réalisation
de nombreuses mesures et actions prenant du temps (par exemple, la réquisition d’autobus
pour l’évacuation), les 2 heures pour leur lancement anticipé peuvent jouer un rôle très
important pour la réussite globale d’une évacuation réalisée à temps.
L’aménagement correspond également au concept de «responsabilité pour l’exercice de
l’administration», qui ne consiste pas dans le fait que l’organisme compétent doive réaliser
seul, par exemple, des actes pour garantir la protection radiologique (ici office national de
sûreté nucléaire et mesures de protection). De la sorte, l’exercice de l’administration publique
se différencie des activités accomplies, par exemple, par les pompiers ou la police - ces
organismes n’exerçant pas une administration (dans un sens plus restreint), mais intervenant
bien factuellement pour la protection d’un intérêt public. L’office national de sûreté nucléaire
n’est, par conséquent, pas doté de manière générale d’une compétence pour réaliser ou
ordonner des mesures de protection, ce qui est également lié au fait qu’il manque des
instruments factuels (personnel, moyens matériels et financiers) pour la réalisation de ces
- 298 -
mesures. Des compétences similaires d’un organisme central de l’administration publique
toucheraient aussi de manière inappropriée la compétence des collectivités territoriales
(protection de la population d’une région et soins apportés à sa santé et son développement).
De même, la disposition proposée du paragraphe 2, lettre i), réclamant que soit informée la
population sur une situation d’urgence radiologique, est la transposition de la directive BSS.
De même, l’aménagement législatif de la réponse à une situation d’urgence radiologique
réclame un traitement détaillé par des modalités d’application, car l’intérêt public consistant
en la bonne réalisation d’une réponse ne peut être exclusivement garanti que par l’application
d’exigences concrètes.
Concernant l’article 137:
La correction d’une situation après une urgence radiologique se déroulera sur le territoire
touché par cette urgence (à l’extérieur du site d’une installation nucléaire) dans le cadre d’une
«gestion de la zone contaminée», que la directive BSS instaure en tant que nouvelle institution
dans le cadre des exigences pour la résolution de la situation d’exposition existante née. C’est
à ce moment que doit être avant tout mis l’accent sur le suivi de la situation radiologique et
son évaluation et sur l’état du territoire touché par l’accident radiologique du point de vue des
conditions de vie pour la population et des conditions de l’environnement, de façon à ce que
puisse être assurée une protection radiologique optimale, pour laquelle les bases sous forme
de stratégie seront formulées en tant que composante du plan national de situations d’urgence
radiologique.
De même, le détenteur d’une autorisation dont l’activité a eu comme conséquence une
urgence radiologique sera tenu de corriger la situation post-accident radiologique sur le
territoire du site de l’installation nucléaire accidentée. Les principes pour une protection
radiologique optimale seront, conformément aux exigences de la directive BSS, également
une composante du plan intérieur de situations d’urgence. De plus, ce détenteur
d’autorisation, sur la base d’une évaluation des conséquences de l’urgence radiologique pour
une installation nucléaire accidentée ou un lieu de travail ayant des sources de rayonnement
ionisant et du résultat du suivi de la situation radiologique du territoire touché, établira un
plan de réparation de l’installation nucléaire ou du lieu de travail et réalisera par la suite les
mesures de remise du site touché de l’installation nucléaire ou d’un lieu de travail avec des
sources dans son état antérieur à l’urgence radiologique ou est tenu de mettre hors service
l’installation nucléaire défectueuse ou le lieu de travail et de prêter son concours et de prendre
part financièrement, conformément au système de dédommagement en cas de dommage
nucléaire, à l’administration de la zone contaminée à l’extérieur du site ou du lieu de travail.
S’il y a une perturbation des fonctions de base du territoire en tant que conséquence de la
survenu d’une urgence radiologique et si, de plus, pendant cette urgence est déclaré un état de
danger ou d’urgence, la restauration du territoire touché sera assurée de manière similaire à
celle pour l’élimination des conséquences de sinistres climatiques selon la loi nº 12/2002 du
JO, portant sur l’aide de l’État lors de la restauration d’un territoire atteint par une catastrophe
naturelle ou autre, et le responsable de l’urgence nucléaire — dommage nucléaire prendra part
à la suppression de ses conséquences au titre de sa responsabilité pour un dommage nucléaire.
C’est à ce moment que doit être avant tout mis l’accent sur le suivi de la situation
radiologique et son évaluation et sur l’état du territoire touché par l’accident radiologique du
point de vue des conditions de vie pour la population et des conditions de l’environnement.
Toutes les mesures et procédures tombant dans le système de maîtrise d’une situation
d’urgence radiologique indiquée aux articles 132 à 137 de cette loi seront spécifiées en détail
- 299 -
dans l’arrêté d’application, qui remplacera l’arrêté nº 318/2002 du JO tout comme,
partiellement, le décret gouvernemental nº 11/1999 du JO.
Concernant l’article 138:
La sécurité fait partie des autres systèmes clés devant garantir la protection de l’intérêt public
protégé par loi nucléaire. Le but de la sécurité est d’empêcher l’utilisation d’installations
nucléaires, de matériaux nucléaires et de sources de radionucléides pour des actes portant
atteinte intentionnellement à la santé humaine, aux vies, à l’environnement ou à l’ordre social
ou autrement illégaux, que ce soit par le développement ou la production de dispositifs
nucléaires explosifs ou le vol et le sabotage. Dans le domaine du droit international (tant des
documents engageants que du droit mou; par exemple la convention sur la protection
physique ou la recommandation de l’AIEA sous forme d’un «Code of Conduct») et dans la
théorie d’une utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du rayonnement ionisant, cette
partie de la régulation est appelée «security» et un accent de plus en plus grand y est mis, eu
égard à la nécessité d’une sécurité universelle de la protection contre les effets négatifs de
l’énergie nucléaire et du rayonnement ionisant.
La disposition de l’article 138 présente la catégorisation initiale de certains biens faisant
l’objet d’une régulation de sécurité. Certains matériaux nucléaires sont abusivement utilisés
pour des actes illégaux et dangereux ou un niveau plus élevé de danger résulte de cette
utilisation abusive. Des exigences législatives pour la garantie de la sécurité sont donc posées
pour ces matériaux. Comme la signification de ces matériaux n’est pas unifiée pour la
sécurité, ils sont répartis en catégories pour une approche différenciée. La loi présente aussi le
critère de base de répartition correspondant aux faits dans cette considération.
Concernant les articles 139 à 141:
Cette disposition détermine les exigences de base pour la garantie de la sécurité des
installations nucléaires et des matériaux nucléaires. L’élément primaire de sécurité est le
système de «protection physique». La loi nucléaire apporte un changement par rapport à la
réglementation existante, qui comprenait le système des mesures techniques et
organisationnelles empêchant des activités non autorisées, à savoir la «protection physique»,
comme seule composante de la «security». Mais les institutions spécialisées dans ce domaine
ont au fil du temps enrichi la signification de la notion de «security» également avec d’autres
aspects, que la nouvelle loi nucléaire reflète désormais. Cependant, la garantie d’une
protection physique reste l’obligation principale des personnes utilisant de quelque manière
que ce soit des installations nucléaires ou des matériaux nucléaires.
Le système de protection physique devrait empêcher l’utilisation abusive des installations
nucléaires et des matériaux nucléaires. Le mode de réalisation du système de protection
physique dépend donc avant tout de la menace à laquelle doivent faire face les entités
indiquées. L’analyse de cette menace fournit à l’entité créant (ou mieux «instaurant») une
protection physique des informations pour la détermination de l’étendue et du mode
d’implémentation de chaque mesure pour la prévention d’un acte illégal. Malheureusement, il
n’est pas possible factuellement de déterminer le niveau de menace (dans la loi «menace
basique projetée») ex ante et, généralement, de manière engageante, ce par quoi il serait
possible d’assurer un standard commun minimal de protection physique, car les menaces
changent dans le temps et selon l’endroit (un exemple peut être le durcissement des régimes
de sécurité en conséquence de divers actes terroristes). Sans la possibilité de déterminer le
niveau de menace (et, partant, également la protection physique) selon les nécessités du
moment, les intérêts sécuritaires de la République tchèque pourraient être menacés. Les vraies
- 300 -
menaces sont, hélas, soumises à des changements dans le temps et il est nécessaire d’y réagir
de façon ad hoc — avant tout en déterminant quelles sont l’étendue et la teneur de la menace
actuelle et quelle est la nécessité d’adopter des mesures concrètes pour la prévention d’une
menace. Seul l’État sur la base d’une connaissance d’informations provenant de sources non
publiques (confidentielles) peut imposer la réalisation de ces mesures. En tant qu’instrument
ad hoc de détermination des caractéristiques d’un acte illégal représentant une menace pour
une installation nucléaire ou du matériel nucléaire, la loi nucléaire utilise la décision de
l’office national de sûreté nucléaire, soutenue cependant par les points de vue engageants des
organismes compétents de l’administration publique, s’occupant de la problématique
sécuritaire (ministère de l’intérieur, ministère de la défense et ministère de l’industrie et du
commerce). Les menaces et les mesures ne concernent, du fait de la nature des choses, qu’un
cercle limité d’entités. De plus, toute la situation autour de l’identification d’une menace
concrète et de la détermination de mesures adéquates se complique par le régime confidentiel
de la plupart des informations pertinentes. Par conséquent, quel que soit le meilleur régime de
mesures de caractère général s’offrant pour la détermination d’une menace et de mesures, il
n’est pas possible de l’utiliser pour les raisons susmentionnées. L’auteur du projet part donc
de l’idée selon laquelle, en cas de besoin, l’office national de sûreté nucléaire détermine ex
offo la menace et les mesures pour y faire face. Le cercle des participants à la procédure sera
fixé de manière générale dans l’esprit du code des procédures administratives. Le dossier, tout
comme la décision dans cette question, seront soumis au régime des informations
confidentielles. Le destinataire de la décision sera ensuite tenu d’adapter son système de
sécurité à la menace basique projetée déterminée par la décision.
À l’article 140, la loi détermine un autre élément de protection physique, à savoir la délimitation
des zones dans lesquelles se trouvent des installations nucléaires ou des matériaux nucléaires, et la
détermination des mesures de protection dans ces zones. Pour la garantie d’une sécurité et de sa
composante, la protection physique, il est en premier lieu nécessaire d’avoir une connaissance des
personnes ayant accès à ces biens protégés et d’empêcher (par des moyens mécaniques et autres)
l’accès aux personnes non autorisées, représentant un risque potentiel. La loi reconnaît quatre
zones concentriques différenciées par le type de mesures de protection, tout en limitant l’accès à
ces zones par la demande d’une forme qualifiée d’intégrité — une personne avec un casier
judiciaire vide est potentiellement moins dangereuse.
Pour être complet, il faut aussi mentionner le mode de sécurisation des matériaux nucléaires
non classés dans les catégories selon l’article 138 de la loi nucléaire (voir article 141). Ces
matériaux nucléaires représentent un risque nullement négligeable, cependant si bas que
l’application d’un système de protection physique représenterait une contrainte injustifiée pour les
personnes qui les utilisent. Dans leur cas, on peut considérer comme suffisante une restriction de
l’accès sous la forme d’une fermeture et de la fourniture d’informations sur leur accès.
La disposition concrétise aussi ce qui s’entend par «activité sensible» dans le sens de la loi
nº 412/2005 du JO, portant sur la protection des informations confidentielles et sur
l’habilitation sécuritaire, pour le domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du
rayonnement ionisant. Les personnes accomplissant ces activités sensibles sont, selon la loi
citée, tenues de disposer d’une habilitation sécuritaire, qui est vérifiée de manière pertinente
par l’autorité nationale de sécurité. Selon la loi nucléaire, une telle activité potentiellement à
risque (pouvant être utilisée de manière abusive) est:
a) l’exercice de la fonction de membre d’un organisme statutaire ou d’un organisme
statutaire d’une personne morale, détentrice d’une autorisation selon l’article 9,
- 301 -
paragraphe 1, et exerçant des activités pour lesquelles une zone d’importance vitale ou
une zone intérieure doit être définie;
b) l’organisation et la gestion de l’exploitation d’une installation nucléaire;
c) la gestion directe de l’exploitation d’un réacteur nucléaire;
d) la gestion de la réponse à une situation d’urgence radiologique selon le plan interne de
situations d’urgence ou le règlement pour les situations d’urgence;
e) l’entrée sans accompagnement dans une zone d’importance vitale; et
f)
l’entrée sans accompagnement dans une zone où se trouve du matériel nucléaire de 1 ère et
2e catégorie et son utilisation.
Concernant l’article 142:
La disposition ancre les obligations spéciales des détenteurs d’autorisation utilisant des
matériaux nucléaires ou des installations nucléaires dans le secteur de la sécurité, à savoir audelà du cadre de la simple protection physique. Il s’agit nominalement de la sécurisation des
systèmes informatiques d’importance stratégique, des mesures organisationnelles et
techniques spéciales pour la sécurité, le suivi et la restriction de l’accès aux matériaux
nucléaires et installations nucléaires, de la prise en charge du clôturage et du contrôle de
l’entrée et enfin de la prise en charge du gardiennage. Ces éléments sur le site doivent
protéger l’installation nucléaire et le matériel nucléaire de manière préventive contre une
utilisation abusive, mais devraient aussi contribuer à la résolution efficace d’une situation, s’il
y a intrusion, tout comme à la découverte consécutive d’un acte illégal, si un tel acte a eu lieu.
Concernant l’article 143:
Sur la base des recommandations internationales (avant tout celles de l’AIEA) pour la garantie de
la sécurité des sources de rayonnement ionisant sont définies les obligations les plus essentielles
dans ce domaine. Il s’agit de la transposition de base des éléments de sécurité des sources, pris à
partir des recommandations de l’AIEA. Les expériences retirées de la task force du plan d’action
CBRN de l’Union européenne sont également appliquées et la proposition est compatible avec le
plan d’action de la Commission européenne pour le renforcement de la sécurité des substances
CBRN et la lutte contre les actes terroristes avec ces substances.
Dans le domaine de la sécurité des sources est appliquée une approche graduée et les
demandes ne se rapportent qu’aux sources de radionucléides, et ce, aux sources de catégorie 1
à 3, qui sont potentiellement plus dangereuses et prédisposées à une utilisation abusive (par
exemple, lors de la production d’une bombe sale ou par un autre acte malveillant). Dans
l’intérêt d’une prévention de leur utilisation abusive, la réglementation repose sur la
prévention, à savoir l’information suffisante des employés et la création d’un système
d’obstacles contre une utilisation abusive. Le système de «sécurisation» prévoit toutefois
également les étapes ultérieures devant mettre à jour l’utilisation abusive momentanée d’une
source et empêcher qu’elle ne continue. Seule la somme de ces mesures connexes peut
entraîner une protection efficace contre les actes terroristes ou autrement malveillants.
Concernant l’article 144:
La disposition proposée définit l’installation sous garantie conformément aux engagements
internationaux de la République tchèque dans le domaine de la non-prolifération des armes
nucléaires. La définition d’une installation sous garantie se base sur la définition de l’
«installation» introduite par exemple dans l’accord tripartite de garantie entre les États
membres de l’UE ne possédant pas d’armes nucléaires, Euratom et l’AIEA (ci-après «accord
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tripartite de garantie»). La raison ayant conduit à adopter une définition propre fut la volonté
de différencier l’installation sous garantie de l’installation nucléaire dans le sens de cette loi,
l’installation nucléaire étant un sous-ensemble de l’installation sous garantie. À la différence
de l’installation nucléaire, l’installation sous garantie inclut également tout emplacement dans
lequel est couramment utilisé du matériel nucléaire d’une quantité supérieure à un
kilogramme effectif.
Concernant l’article 145:
Cette disposition donne à l’office national de sûreté nucléaire la compétence de décider,
conformément aux engagements que la République tchèque a pris en tant que membre des
régimes internationaux de contrôle dans le domaine de la non-prolifération, si un matériel, une
installation ou une technologie tombent dans la catégorie des biens sélectionnés dans le
domaine nucléaire ou des biens à double usage dans le domaine nucléaire. Leur liste est fixée
par un règlement d’application, tout en se basant sur les listes du régime international de
contrôle du groupe des fournisseurs nucléaires (GFN) ayant été publiées par l’AIEA dans le
document INFCIRC/254/Part 1 et 2 et qui sont régulièrement mises à jour par le régime
international de contrôle du GFN. En cas d’ambiguïté pour savoir s’il s’agit d’un article
contrôlé, le point de vue de l’office national de sûreté nucléaire, qui a la possibilité également
de consulter son point de vue avec les organismes publics des autres États membres du GFN,
est décisif. Cette classification est une classification clé lors de l’évaluation des conditions
d’exportation, d’importation et de transfert de ces articles.
Concernant l’article 146:
Les personnes s’apprêtant à exploiter une installation sous garantie sont tenues de procéder
conformément aux engagements que la République tchèque a pris dans le domaine de la nonprolifération des armes nucléaires. Il s’agit notamment de l’obligation par laquelle la
République tchèque s’est engagée à l’adoption de l’accord tripartite de garantie et du
protocole additionnel à cet accord. Conformément à l’article 39 de l’accord de garantie
tripartite, l’UE conclura avec l’AIEA des dispositions additionnelles déterminant les mesures
précises pour l’accomplissement des procédures fixées dans l’accord. Les dispositions
additionnelles comportent une partie générale et des «annexes» pour chaque installation sous
garantie. Dans la partie générale sont spécifiées les informations (y compris les délais pour
leur accomplissement) que la Communauté doit fournir à l’AIEA. Bien que les dispositions
additionnelles pour les installations nucléaires individuelles n’aient pas été jusqu’alors
conclues pour l’accord tripartite de garantie, leur partie générale est le texte modèle et
Euratom a déjà établi certaines obligations concernant la communication des caractéristiques
techniques de base de l’installation sous garantie dans le règlement 302/2005/Euratom.
(S’entend par «Sécurité dans le cadre d’Euratom» l’application des mesures de garantie dans
le cadre d’Euratom.)
La notification des faits concernant les caractéristiques techniques de base d’une installation
sous garantie est aménagée par les paragraphes 1 et 3 de ce paragraphe. La délimitation de la
localité selon le paragraphe 4 se base, elle, sur le Protocole additionnel tripartite qui détermine
par localité la zone concernant l’installation sous garantie et les endroits hors de l’installation
sous garantie où est couramment employé du matériel nucléaire dans une quantité inférieure à
1 kilogramme effectif, à l’exception des endroits dans lesquels du matériel nucléaire n’est
employé qu’à des fins de blindage.
- 303 -
Concernant l’article 147:
Les obligations fixées par ce paragraphe concernent les détenteurs d’une autorisation de
gestion des matériaux nucléaires. Certaines de ces obligations, notamment la demande de
tenue d’un répertoire des matériaux nucléaires, de tenue et de présentation des procès-verbaux
d’exploitation à la Commission européenne, tout comme l’obligation consistant à remettre
également aux organismes du pays concerné chaque communication destinée à la
Commission européenne se rapportant aux caractéristiques techniques de base et la tenue d’un
enregistrement des matériaux nucléaires, sont fixées au chapitre 7 du Traité instituant la
Communauté européenne de l’énergie atomique. Le mode de tenue d’un répertoire des
matériaux nucléaires et de l’enregistrement simplifié portant sur les minéraux extraits et
utilisés, et contenant du matériel nucléaire est ensuite donné par le règlement
302/2005/Euratom. Ce règlement est complété par un règlement d’exécution déterminant en
sus pour le détenteur d’une autorisation les obligations ne résultant pas directement du
règlement 302/2005/Euratom, mais des conventions internationales, telles que l’accord
tripartite de garantie et le protocole additionnel tripartite à cet accord. Le règlement
d’exécution établit ces obligations vis-à-vis de l’office national de sûreté nucléaire, tandis que
le règlement 302/2005/Euratom les détermine vis-à-vis de la Commission européenne.
Concernant l’article 148:
Selon l’article 9, paragraphe 5, lettre b), de la loi nucléaire, l’office national de sûreté
nucléaire délivre une autorisation d’importation ou d’exportation de produits nucléaires ou
pour le transit de matériaux nucléaires et de biens sélectionnés dans le domaine nucléaire. Le
contrôle des matériaux nucléaires, des biens sélectionnés et des biens à double usage dans le
domaine nucléaire résulte de l’article III, paragraphe 2 du traité de non-prolifération des
armes nucléaires, ayant été adopté par résolution de l’assemblée générale de l’ONU le 12 juin
1968 et dont une des parties contractantes est également la République tchèque. L’exportation
des matériaux nucléaires, des biens sélectionnés et des biens à double usage dans le domaine
nucléaire est contrôlée par les régimes internationaux de contrôle, qui sont le comité Zangger
et le GFN. La République tchèque fait partie des participants actifs à ces deux régimes. En
1991, un régime indépendant aménageant l’exportation des biens à double usage dans le
domaine nucléaire s’est détaché dans le cadre du GFN. Dans le cadre de ce régime, une liste
indépendante de biens à double usage dans le domaine nucléaire est publiée et le contrôle de
l’exportation se déroule d’une manière différente en fonction de chaque directive. Par
conséquent, l’office national de sûreté nucléaire procède également d’une manière différente
dans le cas de l’attribution d’une autorisation d’exportation et d’importation de biens à double
usage (voir l’article 150).
Dans le cas d’une exportation, le cas échéant d’un transit de matériaux nucléaires et de biens
sélectionnés dans le domaine nucléaire, l’office national de sûreté nucléaire n’attribue une
autorisation que si le pays destinataire s’engage à une «garantie d’État», selon laquelle il
remplira les conditions résultant des directives du régime international de contrôle du GFN.
L’exportation de matériaux nucléaires et de biens sélectionnés dans le domaine nucléaire doit
également être réalisée conformément aux dispositions de l’accord tripartite de garantie et du
protocole additionnel. Les matériaux nucléaires sont soumis aux mesures de garantie selon
l’accord tripartite de garantie. L’exportation de biens sélectionnés dans le domaine nucléaire
est notifiée par l’office national de sûreté nucléaire à l’AIEA, en copie à Euratom sous forme
de déclarations trimestrielles, conformément au protocole additionnel. Pour ce, il utilise les
- 304 -
notifications connexes de réalisation d’une exportation et de réception de biens contrôlés de la
part du détenteur de l’autorisation.
Concernant l’article 149:
En cas d’importation de matériel nucléaire et des articles sélectionnés dans le domaine
nucléaire, l’office national de sûreté nucléaire délivre sur la base d’une demande de
l’organisme compétent du pays de l’exportateur une garantie d’État d’accomplissement des
conditions d’exportation, tel que fixé par les directives du GFN. Pour la délivrance d’une
garantie d’État, l’office national de sûreté nucléaire déclare que l’utilisateur final en
République tchèque s’engage à accomplir ces conditions dans une déclaration dont le modèle
est indiqué dans le règlement d’exécution. L’importation de matériaux nucléaires et de biens
sélectionnés dans le domaine nucléaire doit également être réalisée conformément aux
dispositions de l’accord tripartite de garantie et du protocole additionnel. Les matériaux
nucléaires sont soumis aux mesures de garantie selon l’accord tripartite de garantie. Sur
demande de l’AIEA, l’office national de sûreté nucléaire notifie l’importation de biens
sélectionnés dans le domaine nucléaire sous forme de déclarations, conformément au
protocole additionnel. Pour ce, il utilise les notifications connexes du détenteur d’autorisation
portant sur la réalisation d’une importation et la remise de biens contrôlés à l’utilisateur final.
Concernant l’article 150:
Comme cela a déjà été indiqué dans les motivations de l’article 148, l’office national de sûreté
nucléaire procède dans le cas d’une attribution d’autorisation d’exportation et d’importations
de biens à double usage dans le domaine nucléaire d’une façon différente que pour les biens
sélectionnés dans le domaine nucléaire. La raison est avant tout l’existence de régimes
différents de droit international dans le contrôle de ces biens, que la disposition des
articles 146 et 148 transforme dans le code juridique tchèque.
Au cours de la procédure administrative d’attribution d’une autorisation d’exportation
d’articles à double usage dans le domaine nucléaire, l’office national de sûreté nucléaire
procède conformément aux directives du GFN pour les articles sur la liste des biens en régime
de double usage («Dual-Use-Regime», DUR), dont l’objectif est de garantir que l’utilisateur
final dans le pays du destinataire utilisera l’article à double usage uniquement à des fins
pacifiques, conformément à la déclaration dans laquelle il indique le but d’utilisation, tout en
s’engageant à ne pas réexporter l’article à double usage sans accord de l’organisme compétent
du pays de l’exportateur.
Concernant l’article 151:
Par cette disposition sont déterminées les exigences concernant les détenteurs d’une
autorisation pour l’importation d’articles à double usage dans le domaine nucléaire et pour
l’utilisateur final de ces articles, dont le but est de garantir que la République tchèque
respectera les exigences du régime international de contrôle du GFN et que les articles à
double usage dans le domaine nucléaire ne seront pas utilisés de façon abusive pour la
production d’armes nucléaires ou d’autres équipements nucléaires explosifs.
Concernant l’article 152:
Cette disposition détermine les obligations similaires pour tous les détenteurs d’une
autorisation selon l’article 9, paragraphe 5, lettre b), de la loi nucléaire. Il s’agit de
l’obligation de présenter aux autorités de l’administration des douanes de la République
tchèque, sur leur demande, l’autorisation afférente de l’office et de s’assurer que les matériaux
importés en République tchèque ne seront pas remis à un utilisateur final n’ayant pas
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d’autorisation de l’office national de sûreté nucléaire pour la gestion des matériaux nucléaires.
Les administrations douanières accomplissent en effet un contrôle direct dans le cadre des
importations et, par conséquent, contrôlent physiquement pour les biens nucléaires lors de
l’exercice de leur activité que la personne concernée (déclarant douanier) présente pendant la
procédure douanière tous les documents nécessaires à l’importation — soit, pour un article
nucléaire, l’autorisation de l’office national de sûreté nucléaire. Le pouvoir de réclamer de tels
documents est fondé par les conventions internationales (par exemple, l’accord tripartite de
garantie, etc.), selon lesquelles la République tchèque est responsable de tous les matériaux
nucléaires qui y sont gérés. Il est donc nécessaire de savoir précisément quand et dans quelle
quantité les matériaux nucléaires rentrent dans le champ de la juridiction de la République
tchèque et en sortent. La lettre b) garantit ensuite, au niveau juridique, la nécessité que le
transporteur d’un matériau nucléaire ait en République tchèque un destinataire «légal» pour le
matériau nucléaire, à savoir celui qui possède une autorisation valide pour leur gestion selon
la loi nucléaire. Ceci pour éviter le survenu d’une situation lors de laquelle le matériau
nucléaire serait importé sur la base d’une autorisation d’importation et deviendra ici
«abandonné» par la suite et serait alors traité aux frais de l’État (bien que le matériau
nucléaire ait de la valeur, il est parfois coûteux de s’en débarrasser au cas où il deviendrait
indésirable ou n’est plus nécessaire). On entend par organismes compétents les autorités
publiques compétentes pour la prise en charge du traitement d’un éventuel matériau nucléaire
abandonné, c’est-à-dire non seulement l’office national de sûreté nucléaire, mais également
les organismes de l’administration douanière, la police de la République tchèque et d’autres
organes (le service national de renseignements, le bureau de contact et d’informations avec
l’étranger, les renseignements militaires).
Concernant l’article 153:
Dans le cadre de cette disposition, le transfert de biens nucléaires dans le cadre de l’UE n’est
pas compris comme une exportation ou une importation, ce qui est pleinement compatible
avec le droit communautaire, concrètement le règlement (CE) nº 428/2009 du Conseil,
instituant un régime communautaire de contrôle des exportations, des transferts, du courtage
et du transit de biens à double usage. La Communauté s’efforce de permettre une libre
circulation des marchandises, hormis certains des biens indiqués dans la liste de l’annexe IV
du règlement. Mais, dans le futur, le Conseil souhaite également de remplacer la procédure de
licence par une obligation de notification. Les obligations instaurées pour les déclarants par
cette disposition doivent garantir l’accomplissement des exigences du régime international de
contrôle du GFN, de même que de l’accord tripartite de garantie et du protocole additionnel
tripartite, dans lesquels l’État est responsable de manière identique de la fourniture
d’informations concernant l’exportation.
Concernant l’article 154:
Le but de la disposition proposée est de s’efforcer de garantir une gestion sécurisée des
matériaux, pour lesquels le propriétaire ou détenteur n’est pas connu ou que le propriétaire ou
le détenteur gère en contradiction avec la décision de l’office national de sûreté nucléaire.
L’office national de sûreté nucléaire transmet par décision ces matériaux nucléaires au
détenteur d’une autorisation de gestion des matériaux nucléaires, qui assure une gestion
sécurisée du matériel nucléaire transmis, à l’administration ou décide de sa restitution dans
l’État d’origine. Cette disposition détermine de même le mode de règlement des frais, si le
dernier propriétaire de matériau nucléaire n’est pas connu ou s’il n’est pas possible de faire
valoir ou de réclamer à son encontre un remboursement des frais. La responsabilité pour cette
- 306 -
gestion sécurisée incombe, de manière primaire, à l’État, qui peut ultérieurement réclamer le
remboursement des frais à un propriétaire ultérieurement identifié. La raison motivant une
telle solution est avant tout un effort visant à empêcher les retards et une éventuelle gestion
dangereuse du matériel nucléaire (entreposage inadapté, accessibilité à des personnes non
autorisées, etc.).
Concernant l’article 155:
La loi nucléaire définit dans cette disposition l’objet de l’activité de contrôle accomplie par
l’office national de sûreté nucléaire. Il s’agit de définir plus en détail l’objet de l’activité de
contrôle, fixé à l’article 2 de la loi nº 255/2012 du JO, relative au contrôle (code des
contrôles), dans le sens de son adaptation au domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie
nucléaire et du rayonnement ionisant. L’objet du contrôle est également l’accomplissement
des obligations fixées par décision selon la loi nucléaire, car les thèses générales de la
réglementation spécifient ces obligations pour la situation donnée, c’est-à-dire dans les limites
fixées par la loi et sur sa base.
Le paragraphe 2 comporte la liste détaillée des personnes contrôlées. Ces personnes sont
dotées de droits ou affectées par des obligations selon la loi nucléaire, ce qui signifie que
l’État (législateur) leur attribue une importance régulative du point de vue de l’intérêt protégé
par la loi et qu’il est aussi intéressé par une vérification de la manière dont elles s’acquittent
de leurs droits et obligations.
Concernant l’article 156:
La disposition délimite le cercle des entités exerçant un contrôle. Les entités exerçant un
contrôle sont les inspecteurs de l’office national de sûreté nucléaire, nommés et révoqués par
le président, en tant que détenteur d’une position souveraine dans le cadre du conseil. Le nom
«inspecteur» est traditionnel dans ce secteur, de même que son mode de nomination. Les
demandes imposées aux inspecteurs sont également ancrées dans l’esprit habituel
caractéristique pour les réglementations similaires. Elles sont sélectionnées de façon à ce que
l’inspecteur soit capable de contrôler efficacement l’objet de l’activité de contrôle. Son
habilitation professionnelle est donc liée au domaine précis d’activité contrôlée (protection
radiologique, sécurité nucléaire, gestion des déchets radioactifs, etc.). Par ailleurs, une
expérience d’au moins trois ans est demandée, qui doit pouvoir fournir à l’inspecteur une
préparation pratique minimale et une expérience avec l’activité contrôlée. En pratique, l’office
national de sûreté nucléaire assure la préparation professionnelle des futurs inspecteurs, qui
devrait encore approfondir les connaissances et expériences déjà existantes, et qui se déroule
traditionnellement à un niveau méthodologique.
En lien avec la loi nº 255/2012 du JO, une nouvelle forme d’habilitation pour le contrôle, une
carte, est instaurée par la loi nucléaire. L’office national de sûreté nucléaire a besoin de
manière factuelle d’exercer des contrôles inopinés, sur la base d’une habilitation globale pour
un nombre de contrôles non déterminé de manière plus précise. L’interprétation littérale du
code des contrôles effectuée par le ministère de l’intérieur exclut une autre forme
d’habilitation que celle fixée par le code des contrôles, à savoir une forme ad hoc ou sur
présentation d’une carte. Par conséquent, la loi nucléaire doit aménager les exigences
élémentaires applicables à cette carte. Un aménagement simple dans le sens des données
basiques d’identification apparaît comme étant suffisant.
La loi nucléaire au paragraphe 4 aménage le caractère de l’activité de contrôle du point de vue
de ses risques pour la santé des inspecteurs. Les inspecteurs entrent également en contact avec
- 307 -
des sources de rayonnement ionisant lors de l’exercice d’une activité de contrôle et sont
potentiellement exposés au rayonnement même. La fréquence de leur exposition au
rayonnement ionisant et le niveau de risque n’atteignent généralement pas le même niveau
que pour les travailleurs sous rayonnements, il est pourtant nécessaire de garantir leur
protection. Est adoptée une structure similaire à la législation existante, la loi nº 18/1997 du
JO, qui a fait ses preuves en pratique, à savoir l’identification de l’activité de contrôle comme
un travail à risque classé dans la deuxième catégorie, au sens de la loi nº 258/2000 du JO,
relative à la protection de la santé publique.
Concernant l’article 157:
Cette disposition aménage certaines règles spéciales d’exercice des contrôles, résultant de la
directive BSS. La directive (et la loi) met l’accent sur la transparence de l’exercice des
contrôles, par conséquent, accentue certains de leurs aspects procéduraux en ce qui concerne
la planification, la publication des plans et la communication des résultats des contrôles aux
personnes concernées.
Concernant l’article 158:
La République tchèque est dans le domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et
du rayonnement ionisant une des parties contractantes de plusieurs traités internationaux,
instituant les régimes de contrôle des organismes des organisations internationales sur son
territoire. Il s’agit nominalement du traité sur la non-prolifération des armes nucléaires, du
Traité instituant la Communauté européenne de l’énergie atomique et du traité d’interdiction
complète des essais nucléaires, aménageant les régimes de contrôle du fait d’une prévention
de la course aux armements nucléaires ou de l’utilisation abusive de matériaux nucléaires et
de certains autres biens pour le développement ou la production d’armes nucléaires ou le suivi
de la situation radiologique. Ces engagements internationaux de la République tchèque
doivent être transposés dans le code juridique de la République tchèque, avant tout du point
de vue de certains détails non directement aménagés par les traités (par exemple,
l’accompagnement des inspecteurs de l’office national de sûreté nucléaire). L’article 158
concrétise la transposition dans le code juridique tchèque de ces éléments.
Le contrôle des biens sélectionnés ressort de l’article III, paragraphe 2 du traité sur la nonprolifération des armes nucléaires, ayant été adopté par résolution de l’assemblée générale de
l’ONU le 12 juin 1968 et dont la République tchèque est aussi une des parties contractantes.
L’exportation des biens sélectionnés est contrôlée, tel que cela est fixé par l’arrêté portant sur
les articles sélectionnés. Ces listes sont régulièrement mises à jour par le régime international
de contrôle du GFN.
Le contrôle des biens à double usage dans le domaine nucléaire ressort de même de
l’article III, paragraphe 2 du traité sur la non-prolifération des armes nucléaires. L’exportation
des biens à double usage dans le domaine nucléaire est contrôlée par les régimes
internationaux de contrôle, qui sont le comité Zangger et le GFN. La République tchèque fait
partie des participants actifs à ces deux régimes. La liste des biens à double usage se base sur
les listes du GFN ayant été publiées par l’AIEA. Ces listes sont régulièrement mises à jour par
le régime international de contrôle du GFN.
Concernant l’article 159:
Grâce à l’activité de contrôle, mais souvent également du fait de ses autres activités
administratives, l’autorité publique dévoile des lacunes dans les activités des personnes
réalisant des activités encadrées par loi nucléaire. Un comportement contraire à loi est une
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menace qui pèse sur l’intérêt public protégé et, par conséquent, est aussi potentiellement
dangereux pour la santé humaine, la vie et l’environnement. Sans possibilité d’ingérence de la
part l’État, une telle situation pourrait aboutir à une situation d’urgence radiologique précise
ou à une autre conséquence indésirable. Pourtant, très souvent, l’autorité publique, ici l’office
national de sûreté nucléaire, est le seul détenteur des capacités techniques suffisantes
permettant d’évaluer l’état des choses et d’empêcher un développement indésirable d’une
situation en imposant une décision pertinente.
Les dispositions de l’article 159 confient à l’office national de sûreté nucléaire le pouvoir de
décider dans de tels cas sur l’imposition d’une obligation de prendre des mesures correctives
qui corrigeraient la situation illégale (et factuellement erronée). En outre, elle fixe un délai
pertinent pour la mise en œuvre de ces mesures. La personne agissant illégalement est tenue
d’informer l’office national de sûreté nucléaire de la mesure prise, ce qui doit garantir que
l’État soit informé, celui-ci étant capable ensuite sur la base de ces informations de suivre la
situation et, le cas échéant, de réaliser d’autres opérations, si elles sont nécessaires. Par
ailleurs, il est proposé de priver d’effet suspensif tout éventuel appel interjeté à l’encontre
d’une décision d’imposition d’une mesure corrective, pour qu’il n’y ait pas de retards et que
le risque résultant d’un éventuel acte illégal ne puisse pas s’accroître.
Comme l’imposition d’une mesure corrective constitue un empiétement significatif dans les
droits privés d’une entité non publique, pouvant avoir des impacts négatifs sur l’activité
qu’elle exerce, il est proposé de ne pas fixer l’ouverture d’une procédure à son encontre en
tant qu’obligation administrative de l’office national de sûreté nucléaire, mais de laisser à cet
organisme la possibilité de considérer (selon les informations initiales) s’il faut ouvrir la
procédure ou pas (c’est-à-dire, après réflexion sur le fait de savoir s’il s’agit vraiment d’un
manquement ou pas). Dans un souci d’économie des procédures et de la diminution des
charges administratives et bureaucratiques, l’ajournement de l’affaire ne se déroule que sous
forme d’une décision. Les expériences pratiques dans le passé ont démontré qu’une procédure
informelle de cette sorte est bien plus cohérente et suffit souvent pour obtenir la correction
souhaitée d’une situation: dès le premier contact avec l’office national de sûreté nucléaire, la
personne modifie son acte illégal, étant souvent dû à une connaissance insuffisante de la loi.
Concernant les articles 160 à 180:
Ce groupe de dispositions énumère les actes qui sont considérés selon la loi nucléaire comme
délictueux et les sanctions applicables à ces infractions. La réglementation est, comme le
demandent les habitudes législatives actuelles régissant la conception de la réglementation,
répartie en plusieurs parties. En substance, en infractions des personnes physiques et
infractions administratives des personnes morales et de personnes physiques exerçant une
activité entrepreneuriale. Par rapport à la réglementation actuelle (qui déterminait chaque
infraction administrative d’une manière très vague et ne différenciait même pas les délits des
autres infractions administratives), une présentation plus détaillée de chaque fait est prévue,
ce qui a pour conséquence une plus grande sûreté juridique pour les destinataires des
obligations selon la loi nucléaire. La répartition plus détaillée respecte la systématique de la
loi, avant tout les catégories individuelles de personnes dont l’agissement est encadré
(détenteur d’une autorisation, enregistrant, déclarant, détenteur d’une habilitation, etc.). Les
infractions individuelles sont divisées en sections et regroupées selon le sujet et se suivent
systématiquement de façon à recopier la classification de chacune des obligations telles
qu’elles se succèdent dans la loi. Les «autres infractions administratives d’une personne
morale ou d’une personne physique exerçant une activité entrepreneuriale», aménageant le
- 309 -
reste des infractions que peuvent aussi commettre d’autres personnes que celles nommées dans les
sections précédentes, forment ensuite une catégorie spéciale dans la section des infractions
administratives d’une personne morale ou d’une personne physique exerçant une activité
entrepreneuriale. Ainsi, ces infractions peuvent être, par exemple, commises par chaque personne
morale ou personne physique exerçant une activité entrepreneuriale, ce qui signifie tant le
détenteur d’une autorisation ou le déclarant selon la loi, qu’une personne n’ayant pas cette
autorisation. De plus sont indiquées dans cette section restante les infractions de certaines entités
spéciales: par exemple, les personnes possédant un terril, un bassin de décantation ou un autre
résidu d’extraction, de traitement et d’enrichissement de minerai radioactif.
Le choix des faits tente de refléter toutes les obligations imposées par la loi ayant une importance
essentielle du point de vue du respect (de la protection) de l’intérêt public et pouvant être
outrepassées d’une manière telle qu’une contrainte de la part de l’État devrait être instaurée. Les
auteurs du projet se sont basés dans cet ordre d’idées sur une expérience longue de vingt ans
d’existence de l’office national de sûreté nucléaire et de représentation de l’État lors de la
protection de l’intérêt public dans le domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du
rayonnement ionisant. D’ailleurs, une partie considérable des obligations pouvant être
outrepassées trouvent leur pendant dans la réglementation existante et leur non-respect est
couramment sanctionné sur la base de la réglementation obsolète actuelle. Les formes moins
graves de manquement à la loi nucléaire ont été exclues à dessein du catalogue lors de la création
de la loi pour qu’il n’y ait pas de «criminalisation» des faits à caractère routinier, mais peu graves
(insignifiants), pour lesquels une activité méthodologique jouerait un rôle bien plus efficace
qu’une responsabilité délictueuse et d’une contrainte. Cela s’applique surtout pour la partie 2, qui
traite des délits des personnes physiques. Dans celle-ci ne sont en effet pas présentes les
infractions punissant le non-respect d’une obligation moins grave, tout comme les infractions qui,
ni par leur nature ni dans la pratique, ne peuvent pas survenir, car seule une personne (qu’elle soit
physique ou morale) dans le cadre de son activité entrepreneuriale (par exemple, toutes les
activités dans le cadre de la fourniture de services médicaux) peut la commettre ou leur
perpétration n’est, en réalité, qu’extrêmement improbable par ce non-entrepreneur — par exemple
exploitation hypothétique d’une centrale nucléaire par une personne physique non-entrepreneur.
En pratique, l’exercice des activités régulées par la loi nucléaire est si exigeant techniquement et
économiquement qu’il est exclu que ces activités soient réalisées par une personne pour son
besoin propre ou par intérêt. Si la loi n’interdit donc pas un tel processus, elle l’empêche toutefois
de fait par ses autres exigences. Dans certains cas, des faits d’infractions de personnes physiques
ne sont pas constitués à dessein également parce que le non-respect des obligations connexes
fixées par la loi nucléaire par une telle personne lors de l’activité qu’elle exerce est sans aucun
danger pour la société ou que sa gravité sociale est insignifiante et qu’il n’y a donc pas lieu de
considérer cet acte comme délictueux.
Une approche graduée a été appliquée lors de la détermination des sanctions, reflétant la
gravité de chaque infraction, leur fréquence probable, la nature des auteurs, l’effet dissuasif
(et sa nécessité), la complexité de la procédure les concernant et les autres aspects
caractéristiques. En outre, les principes définis par la jurisprudence des tribunaux de première
instance et administratifs et de la Cour constitutionnelle et les coutumes et principes habituels
dans le reste de la législation ont été pris en compte. La graduation a entraîné de cette façon le
fait que les violations les plus graves de la loi, commises, par exemple, par les détenteurs
d’une autorisation d’exploitation d’une installation nucléaire avec comme conséquence une
urgence radiologique possible, sont sanctionnées dans un ordre de dizaines à des centaines de
millions de couronnes tchèques. Au contraire, les faits moins problématiques, pour lesquels
- 310 -
une activité méthodologique n’entraînerait pas les résultats souhaités, à moins qu’ils
n’entraînent une atteinte directe ou un risque pour la santé, sont sanctionnés dans un ordre de
milliers à des dizaines de milliers de couronnes tchèques, de façon à ce que l’acte soit encadré
de la façon nécessaire. Les montants des sanctions sont fixés par une limite supérieure, pour
qu’un espace nécessaire soit donné à une autre graduation des amendes dans des cas précis et,
en cas d’infractions pour lesquelles le côté subjectif conclu obligatoirement à une faute, le
taux soit fixé à la moitié des taux pour les infractions administratives des personnes morales et
physiques exerçant une activité entrepreneuriale et ce montant de moitié est également limité
dans la loi à un plafond de 10 millions de couronnes tchèques, pour ne pas entrer en collision
avec les montants des peines financières prévues par le code pénal et, ainsi, ne pas empiéter
sur le droit pénal. Le montant des taux est assez élevé, ce qui est toutefois indispensable du
fait que les destinataires des obligations aux termes de la loi nucléaire sont des entités très
diverses (allant des dentistes jusqu’aux exploitants de centrales nucléaires). Par conséquent,
pour le maintien d’un effet répressif des infractions administratives, cette ventilation
relativement large des taux en cas du non-respect des obligations individuelles est nécessaire.
Au sens général, cet aménagement transpose également les exigences de la plupart des
directives Euratom s’intéressant à ce domaine, car celles-ci réclament aux États membres
l’instauration d’un cadre de contrôle et de sanctions.
Concernant les articles 181 et 182:
Ces dispositions traitent certaines questions procédurales et relevant du droit matériel liées aux
infractions. Le projet se base avant tout sur la conception selon laquelle les aspects procéduraux
et, généralement, celle relevant du droit matériel des infractions sont habituellement traités par la
loi nº 200/1990 du JO, relative aux infractions. La réglementation proposée se base sur des outils
juridiques traditionnels, tels que l’extinction d’une responsabilité pour une infraction en cas de
déploiement d’un effort pour l’empêcher, la détermination du montant précis d’une amende dans
les limites données par la loi nucléaire compte tenu de la gravité de l’infraction administrative, la
durée de la situation illégale, le caractère opportun et l’efficacité du concours prêté lors de la
suppression des dysfonctionnements et des circonstances au cours desquelles l’infraction a été
commise et la prescription de la responsabilité en cas d’infraction (avec fixation d’un délai de
prescription subjectif et objectif).
L’office national de sûreté nucléaire, qui détient une quantité idéale d’informations sur le
comportement d’un délinquant et des infractions qu’il a commises, est déterminé comme
autorité compétente pour l’infliction des amendes. Toutefois, le recouvrement des amendes
est confié, comme c’est habituellement le cas, à l’administration des douanes, qui est, dans ce
sens, détentrice du meilleur savoir-faire administratif. Par ailleurs, l’administration des
amendes est régie, comme c’est également habituellement le cas, par la loi nº 280/2009 du JO,
code fiscal. L’exigibilité d’une amende est fixée à 15 jours à compter de l’entrée en force de
la décision, ce qui est une durée suffisamment longue pour l’entité concernée pour qu’elle soit
capable d’obtenir les fonds nécessaires au règlement de l’amende infligée. Pour fixer le
montant d’une amende, la loi nucléaire contient à l’article 182, paragraphe 3, une disposition
spéciale, permettant en cas de récidive d’un acte illégal d’augmenter le montant de la sanction
au-delà du cadre fixé par la loi. La raison est motivée par une récidive fréquente des
infractions dans le cadre de certaines activités régulées. D’un autre côté, il faut dire que le
nombre de ces entités qui commettent une récidive selon la loi nucléaire n’est que de l’ordre
de quelques unités et que, par conséquent, les identifier et instaurer ainsi de manière efficace
un mécanisme fonctionnel instituant une poursuite plus stricte des délinquants récidivistes
- 311 -
n’est pas un problème pour l’office dans le cadre de l’enregistrement des infractions
administratives commises. Pour certains délinquants, la ventilation des montants des amendes
fixée par la loi n’est pas assez dissuasif et ne les empêchent pas de commettre d’autres actes
illégaux. Il ne s’agit toutefois pas de cas si répandus qu’il soit nécessaire d’établir autrement les
montants les plus élevés des amandes. Ces dispositions néanmoins plafonnent la sanction
maximale (doublée) à une limite de 100 millions de couronnes tchèques, ce qui entraîne
pratiquement une exclusion du doublement du taux pour les délits les plus graves, dont la sanction
est justement fixée à un montant de 100 millions CZK. Il s’agit des infractions d’une gravité telle
(d’étendue et d’impacts sur les vies humaines, l’environnement, le cas échéant sur la situation
économique en République tchèque), qu’une éventuelle majoration de la sanction n’apporterait
pas l’effet dissuasif désiré. Généralement, ces infractions n’ont également pas lieu de manière
répétée ou, à quelques exceptions près, n’ont pas du tout eu lieu dans le passé.
Concernant l’article 183:
Cette disposition a un rôle systémique et énumère les autorités actives dans le domaine de
l’utilisation pacifique de l’énergie atomique et du rayonnement ionisant, pour lesquels la loi
nucléaire encadre leur compétence.
Concernant les articles 184 et 185:
Ces dispositions présentent un récapitulatif de toutes les compétences de l’office national de
sûreté nucléaire dans le domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. Il s’agit dans
la plus grande partie de dispositions déclaratives, introduisant les compétences généralement
aménagées en détail dans les autres parties de la loi. Dans certains cas, certaines compétences sont
si générales (non concrétisables ou ne réclamant pas d’aménagement détaillé) qu’elles ne sont
créées que par ces dispositions. Les dispositions ne s’écartent pas dans le principe et leurs motifs
des dispositions traditionnelles de l’article 3 de la loi nº 18/1997 du JO, soit des dispositions
habituelles pour d’autres réglementations juridiques et administratives, mais possèdent dans un
sens général également un rôle de transposition, car les réglementations de l’UE et d’Euratom
réclament que les pouvoirs connexes soient confiés à des autorités compétentes.
Article 184:
Lettre a): Il s’agit de la compétence la plus générale, à savoir l’exercice de l’administration
centrale et du contrôle dans le domaine du champ d’action de la loi nucléaire. Ce rôle n’est
pas confié à l’office national de sûreté nucléaire par la loi nº 2/1969 du JO, portant création
des ministères et autres organismes centraux de l’administration publique de la République
tchèque, et il faut donc l’ancrer dans une loi spéciale.
Lettres b) à f): Les dispositions confient à l’office national de sûreté nucléaire la compétence
de décider conformément à la loi nucléaire, à savoir qu’elles résument les actes administratifs
que l’office national de sûreté nucléaire réalise. Il s’agit plus précisément de l’attribution d’une
autorisation, de la réalisation d’un enregistrement et de la réception d’une déclaration, c’est-à-dire
l’encadrement des activités régulées selon cette loi, de l’homologation des types, de l’attribution
d’une habilitation à certains employés, de l’approbation de la documentation pour une activité
autorisée et de la détermination d’une zone de planification des situations d’urgence.
Lettre g): Les compétences générales pour le suivi et l’évaluation de l’état de l’exposition et
l’encadrement de l’exposition des personnes sont données par un certain nombre de
dispositions spécifiques de la loi nucléaire, mais cette compétence va même jusqu’à une
activité plus conceptuelle de l’autorité consistant en une analyse de la situation globale en
- 312 -
République tchèque. Le suivi de l’exposition a, lui, une signification pour les décisions
concernant la justification des activités, l’orientation de l’activité de contrôle, etc.
Lettre h): L’office national de sûreté nucléaire réalise en outre les activités administratives
liées au suivi des doses des employés par l’intermédiaire des carnets personnels d’exposition.
Lettre i): L’activité d’information consistant en une tenue des registres et des listes a une
importance clé pour les autres activités administratives de l’office national de sûreté nucléaire.
Lettre j): La compétence consistant à établir le risque fondamental de projection associé à une
installation nucléaire et du matériel nucléaire est le point de départ pour la détermination des
conditions de garantie d’une protection physique par les entités qui y sont tenues et, de la
sorte, du niveau de sécurité, en liaison avec l’évaluation des menaces réelles.
Lettre k): Cette disposition introduit dans le code juridique tchèque les engagements de la
République tchèque résultant du traité sur l’interdiction complète des essais nucléaires et des
instruments internationaux connexes. Le rôle du contrôle du respect de ce traité est confié à
l’office national de sûreté nucléaire.
Lettre l): La compétence générale de l’office national de sûreté nucléaire consistant en une
garantie de collaboration internationale dans le domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie
nucléaire et du rayonnement ionisant se base sur le potentiel technique de l’office et, ainsi,
également sur sa position exceptionnelle qui est de représenter les intérêts de la République
tchèque dans ce domaine hautement technique des relations internationales. De même, cette
compétence est traditionnelle et l’office national de sûreté nucléaire a réussi au cours des 16
dernières années à édifier une position exceptionnelle sur le champ international (entre autres
à représenter la République tchèque dans les organismes dirigeants de l’AIEA, de la CIPR et
de la WENRA).
Lettre m): La compétence consistant à pouvoir décider d’une prise en charge de la gestion de
biens entrant dans le champ d’application de la loi nucléaire et gérés en contradiction avec la
réglementation, est exigée dans l’intérêt d’une prévention du risque pesant sur la vie humaine,
la santé et l’environnement. L’office national de sûreté nucléaire, en tant qu’autorité
spécialisée de l’administration centrale dans ce domaine, est le plus autorisé pour de telles
interventions. Cette disposition transpose à un niveau général certaines exigences du droit
d’Euratom, par exemple la directive BSS.
Lettre n): La disposition comporte l’obligation générale de l’office national de sûreté
nucléaire, en tant qu’autorité centrale de l’administration centrale, d’informer le
gouvernement de son activité. Le gouvernement est, en tant qu’autorité suprême du pouvoir
d’État, hiérarchiquement supérieur aux autorités centrales de l’administration centrale, et
ceux-ci sont responsables devant lui de leurs activités.
Lettre o): La compétence consistant à s’exprimer du point de vue de son activité au sujet des
documents stratégiques et conceptuels dans le domaine de la planification territoriale est
également confiée à l’office national de sûreté nucléaire. Les résultats de la procédure
territoriale peuvent toucher d’une manière indésirable des intérêts protégés par la loi nucléaire
et il est donc nécessaire que les atteintes importantes soient évaluées par un organisme
spécialisé compétent.
Lettre p): L’office national de sûreté nucléaire fournit au public des informations sur la
gestion des déchets radioactifs et du combustible nucléaire usé. Il s’agit d’une disposition
spéciale dans le cadre de la réglementation générale visant la communication d’informations
traitée par la loi nº 106/1999 du JO, relative au libre accès aux informations. Ces dispositions
- 313 -
sont essentiellement des dispositions de transposition compte tenu des engagements
internationaux de la République tchèque.
Lettre q): En cas de dépôt de déchets radioactifs, il est nécessaire de prévenir une éventuelle
violation de son périmètre de protection suite à la réalisation d’une construction le
surplombant ou dans les souterrains avoisinants. Par conséquent, la compétence consistant à
délivrer un avis au sujet de la délivrance d’une décision territoriale concernant une
construction sur un terrain où se trouve un dépôt de déchets radioactifs, et ce, sous forme
d’avis contraignant, est confiée à l’office national de sûreté nucléaire.
Lettre r): La compétence d’émettre des avis contraignants lors des procédures prévues par la
loi sur la construction est confiée à l’office national de sûreté nucléaire. En tant qu’autorité
spécialisée, il est souvent exclusivement habilité à fournir un avis technique pertinent
concernant la construction d’une installation, dont il autorise l’exploitation (mise en service,
emplacement, etc.) dans le cadre de procédures propres. Il s’agit donc exclusivement de la
sphère des installations nucléaires.
Lettre s): Cette compétence de transposition permet à l’office national de sûreté nucléaire de
fournir des informations sur son propre contrôle et activité administrative, tout comme sur les
situations d’urgence radiologique et les évènements radiologiques. La transparence est
considérée par les organismes d’Euratom depuis longtemps comme la base d’une bonne
administration et on peut considérer qu’elle contribue également à la protection radiologique
des gens qui, bien informés, veilleront eux-mêmes à adopter une approche de sûreté vis-à-vis
du rayonnement ionisant.
Lettre t): La compétence consistante en une préparation de documents conceptuels (plans et
stratégies) pour la maîtrise des situations d’exposition existantes est également confiée à
l’office national de sûreté nucléaire. Dans l’intérêt d’une protection de la population, il est
nécessaire de trouver des orientations générales de protection contre ces risques et de
coordonner les activités dans ce domaine souvent réalisées par des entités commerciales.
Cette disposition transpose également la directive BSS.
Lettre u): Bien que la loi nucléaire retire formellement de l’étendue de son champ
d’application l’eau provenant de petites sources individuelles utilisées à des fins privées, la
tâche d’informer le public sur les possibles risques résultant de ces sources d’eau est confiée à
l’office national de sûreté nucléaire. Bien que le risque d’utilisation de l’eau de ces sources
soit restreint, il n’est pas tout à fait exclu et les informations appropriées peuvent aider les
gens dans leur décision de chercher ou de donner la priorité à une source alternative d’eau, si
elle existe. Cette disposition transpose la directive 2013/51/Euratom.
Article 185:
Lettre a): L’office national de sûreté nucléaire sera le concepteur du programme national de
suivi, qui sera le document de base pour la garantie d’un suivi de la situation radiologique sur
le territoire de la République tchèque, à l’exception des territoires sur lesquels sont situées les
zones de planification des situations d’urgence et où se déroulera de plus un suivi également
selon les programmes de suivi des environs et des émanations du détenteur connexe de
l’autorisation. Ce programme national de suivi correspondra dans sa teneur aux règlements
internes existants de l’office national de sûreté nucléaire et contiendra de plus, entre autres,
également les méthodologies correspondantes et, après approbation, sera un document public
contraignant pour toutes les personnes qui réaliseront le suivi selon lui.
- 314 -
Lettre b): La disposition correspond à la disposition déjà existante dans la loi nº 18/1997 du
JO, de plus elle est complétée par les exigences résultant de la recommandation de la
Commission du 8 juin 2000 portant sur l’utilisation de l’article 36 du Traité instituant
Euratom, concernant le suivi du taux de radioactivité dans l’environnement pour une
évaluation de l’exposition de l’ensemble de la population (2000/473/Euratom).
Lettre c): Pour garantir une réponse à une situation d’urgence radiologique (et notamment lors
d’un accident radiologique), il est nécessaire que l’office national de sûreté nucléaire ait la
compétence d’organiser des entraînements spéciaux et des exercices en cas d’accident (c’està-dire au-delà du cadre des exercices réalisés selon la loi nº 239/2000 du JO), principalement
dans le but, d’une part, de vérifier les procédures du détenteur d’une autorisation et sa
coordination avec elles et, d’autre part, les procédures liées au suivi de la situation
radiologique. L’office a été jusqu’alors chargé de cette organisation selon l’arrêté nº 319/2002
du JO, et cette compétence lui sera désormais imposée dans la loi.
Lettre d): L’office sera de manière nouvelle le concepteur du plan national des situations
d’urgence radiologique, et ce, en collaboration avec le ministère de l’intérieur, c’est-à-dire le
ministère dont le ministre serait en cas de survenue d’une urgence radiologique le président de
l’État-major central de crise. Le plan national des situations d’urgence radiologique sera le
document de base pour la gestion et la garantie d’une réponse à un accident radiologique
(mais avant tout à des urgences radiologiques) survenu sur le territoire de la République
tchèque ailleurs que sur des territoires couvrant les zones de planification des situations
d’urgence (et où la réponse est mise en œuvre selon le plan externe des situations d’urgence).
Ce plan sera destiné à la garantie d’une réponse en cas de survenu d’une situation d’urgence
radiologique classée dans la catégorie de menaces A, B (aucune installation ni lieu de travail
ne correspondant actuellement en République tchèque à la catégorie de menace B), D et E, qui
seront définies dans un règlement d’application, c’est-à-dire pour la garantie d’une réponse à
une urgence radiologique survenue dans une centrale nucléaire locale avec un éventuel impact
également sur le territoire de la République tchèque hors de la zone correspondante de
planification des situations d’urgence (A), à un accident radiologique survenu partout sur le
territoire de la République tchèque avant tout en conséquence d’une manipulation non
autorisée, le cas échéant d’une perte ou de la découverte d’une source de rayonnement
ionisant (D) ou à une urgence radiologique survenue dans une centrale nucléaire dans un pays
voisin de la République tchèque, à savoir en Allemagne ou en Slovaquie (E). Comme le
montrent les expériences issues des exercices en cas d’accident réalisés jusqu’alors selon le
plan du conseil de sécurité de l’État (par exemple «ZÓNA 2008», «ZÓNA 2010» et
«ZÓNA 2013»), prendront part à cette réponse en cas d’urgence radiologique, hormis les
organismes des collectivités territorialement compétentes, également de nombreuses
administrations centrales, dont les compétences et leur part à la réponse apportée, notamment
lors de la première phase de l’urgence radiologique et pour les besoins de l’instauration des
mesures de protection immédiates, seront décrites et déterminées dans ce plan. Une autre
raison pour l’instauration de l’institution de ce plan national dans la loi est également la
demande de son existence résultant de la directive BSS et de la norme de l’AIEA —
« Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency “(nº GS-R-2).
Lettre e) : La compétence de l’office national de sûreté nucléaire consistant à informer la
population pouvant être touchée par une urgence radiologique est important pour une
protection préventive et apparaît être tout à fait essentielle pour la garantie d’une protection
des personnes physiques. Un nombre suffisant d’informations contribue à une bonne mise en
œuvre des mesures de protection de la population, tout en atténuant les effets négatifs
- 315 -
concomitants inhérents à un accident radiologique (confusion et diffusion de la panique).
Cette disposition est la transposition de l’une des demandes de la directive BSS.
Lettre f) : Ces dispositions précisent le texte existant de la loi nº 18/1997 du JO, et font suite à
l’expérience acquise jusqu’à présent des exercices «ZÓNA» en cas d’accident pour la
survenue d’une urgence radiologique sur le territoire de la République tchèque sur une
installation nucléaire exploitée, où le détenteur en question d’une autorisation proposera les
mesures primaires de protection immédiates, l’office confirmant ou précisant cette
proposition. La raison pour l’aménagement proposé est le temps, à savoir jusqu’à 2 heures, au
cours desquelles le détenteur d’une autorisation dispose de manière anticipée des informations
nécessaires à la proposition d’une évacuation (note: les deux autres mesures de protection sont
instaurées automatiquement après que le détenteur d’une autorisation déclare la survenue
d’une urgence radiologique et lance un avertissement dans la zone de planification des
situations d’urgence). Comme l’évacuation même réclame avant son commencement la
réalisation de nombreuses mesures et actions prenant du temps (par exemple, la réquisition
d’autobus pour l’évacuation), les 2 heures pour leur lancement anticipé peuvent jouer un rôle
très important pour la bonne réussite globale d’une évacuation réalisée à temps.
Lettre g): Cette compétence est analogue à l’information préalable de la population, appliquée
après que l’urgence radiologique est déjà survenue. Dans ce cas également, il est
indispensable d’informer comme il se doit la population touchée et de l’aider à participer aux
mesures de protection. L’office national de sûreté nucléaire est l’autorité la mieux placée pour
cette tâche du point de vue technique, bien qu’il doive évidemment collaborer dans ces
circonstances avec les unités du système intégré de secours. Cette disposition est la
transposition de l’une des demandes de la directive BSS.
Lettre h): Les dispositions proposées sont une transposition de la directive BSS. Elles
déterminent la compétence de l’office national de sûreté nucléaire en tant qu’organisme
disposant des informations techniques nécessaires, en devant prendre part à l’information de
la population en cas d’urgence radiologique dans une zone de planification de situations
d’urgence. Ces informations sont fournies par l’office national de sûreté nucléaire d’une
portée dans laquelle elles ne sont pas fournies par les autres organismes ou par le corps des
sapeurs-pompiers de la République tchèque et les autorités régionales. L’étendue des
informations est donc délimitée par la compétence de l’office national de sûreté nucléaire —
il s’agira donc notamment d’informations concernant l’exposition et des risques en découlant.
Lettre i): Ces dispositions transposent la directive BSS et crées un fondement législatif
national permettant l’information des autres États membres sur le déroulement et les solutions
apportées à une situation d’urgence radiologique survenue sur le territoire de la République
tchèque. Un niveau commun d’informations, qui est la base pour une collaboration efficace
entre les États membres pour l’élimination d’une situation d’urgence radiologique, souvent
d’importance transfrontalière, sera garanti par l’ensemble des obligations informatives
connexes revenant à chaque État membre.
Lettre j): Cette disposition transpose la nouvelle demande de la directive 2009/71/Euratom.
Chaque État membre est tenu en cas de situation d’urgence radiologique d’inviter une mission
internationale de contrôle qui devra évaluer le déroulement de la réponse apportée et ses
éventuels impacts sur la société dans son ensemble.
Lettre k): Cette fois, les informations fournies par l’office national de sûreté nucléaire
concernent une urgence radiologique survenue sur le territoire des États membres de l’UE.
L’office national de sûreté nucléaire informe de cette urgence et des mesures prises non
- 316 -
seulement le public, mais aussi les organismes d’Euratom, car il est également dans un tel cas
détenteur des capacités techniques pour leur évaluation et leur communication pertinente.
Lettre l): De même, il est nécessaire d’informer de manière efficace les organismes des régions
sur une urgence radiologique survenue hors du territoire de la République tchèque, car celle-ci
peut avoir un impact sur leur territoire. Les régions ne peuvent réaliser les mesures appropriées
pour la protection de leur population que sur la base d’informations suffisantes. L’office national
de sûreté nucléaire est alors le détenteur des informations pertinentes qu’il obtient de la part des
réseaux internationaux d’informations ou des organismes partenaires étrangers.
Concernant les articles 186 et 187:
La loi nucléaire propose de manière nouvelle la composition des organes dirigeants de l’office
national de sûreté nucléaire, de façon à ce que se trouve à sa tête un président (comme
jusqu’alors) partageant une compétence de direction avec un nouvel organisme collégial, le
conseil. La structure organisationnelle nouvellement proposée prend en compte tant les
expériences locales que, surtout, étrangères, lorsque la tendance mène pour les offices de
régulation similaires à diverses formes de direction collective.
La raison de la modification proposée est de réagir d’une façon appropriée au développement
relativement intensif dans le secteur régulé et de renforcer la capacité de l’office à remplir les
exigences actuelles demandées à un régulateur de ce type. La nouvelle structure devrait
garantir une stabilité bien supérieure, consistance et prévisibilité de l’exercice de la régulation
par une limitation des grands retournements possibles en cas de changement de personnel au
sein de la direction de l’office. Un principe similaire a été choisi par exemple pour le conseil
de l’office tchèque des télécommunications ou le conseil bancaire de la banque centrale
tchèque. Une autre valeur ajoutée issue de la conception proposée est la possibilité
d’appliquer un tel mode de gestion de l’office national de sûreté nucléaire, qui permettrait à la
direction spécialisée de l’office de consacrer une attention plus grande aux décisions dans les
domaines techniques, à savoir un accomplissement direct des objectifs du régulateur
«nucléaire» fixés par la loi et aux autres questions de caractère conceptuel et stratégique. En
d’autres termes, la conception proposée devrait permettre une utilisation bien plus importante
des capacités professionnelles des spécialistes de pointe, dont le nombre n’est jamais de trop
au sein de l’administration centrale.
Dans le domaine nucléaire, le contrôle nucléaire du Canada, des USA, de la Hongrie ou de
l’Espagne possède déjà historiquement une direction collective. Ces dernières années, la
France ou le Japon, par exemple, ont instauré cette structure, d’autres pays réfléchissant à ce
mode de gestion du régulateur national. Une direction collective dans le domaine de la
surveillance de la sécurité nucléaire des installations nucléaires a également été appliquée lors
de l’activité du prédécesseur de l’office national de sûreté nucléaire, la commission
tchécoslovaque pour l’énergie atomique.
De manière générale, la position des membres du conseil, y compris celle du président, sera
soumise à la loi sur la fonction publique. La position des membres du conseil correspondra à
la position d’une administration dirigeante de fonction publique dans le sens de la loi sur la
fonction publique. La loi nucléaire ne comporte donc pas l’aménagement des faits que la
nouvelle loi sur la fonction publique ancre déjà juridiquement, qu’il s’agisse du mode de
rémunération, de l’incompatibilité des fonctions, de l’extinction des fonctions ou de
l’interdiction de la concurrence.
- 317 -
Le gouvernement, en tant qu’autorité suprême du pouvoir exécutif, devrait nommer et
révoquer le conseil (y compris le président).
Les dispositions définissent les compétences du conseil et du président. Certaines
compétences réclamées par le besoin d’assurer la direction opérationnelle de l’office national
de sûreté nucléaire et sa représentation à l’extérieur sont confiées au président. Le conseil
dans son ensemble (c’est-à-dire y compris le président) est détenteur des compétences
conceptuelles, jusqu’alors tout à fait omises par la législation. Une réglementation formelle
devrait contribuer à une amélioration globale de la qualité de l’activité de direction de l’office
national de sûreté nucléaire. La prise de décision collective sur les questions conceptuelles
peut également être un bon outil permettant de trouver des solutions plus efficaces. Selon la
proposition, le conseil devrait être créé primairement en tant qu’organisme stratégique et
conceptuel, devant statuer sur les questions essentielles concernant la régulation dans le
domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du contrôle du respect de
l’interdiction des armes nucléaires, chimiques et biologiques. Hormis la formulation d’une
politique de régulation dans le domaine de son activité, le conseil devrait approuver la
structure organisationnelle de l’office et la délimitation des compétences des services
organisationnels, adopter un point de vue sur les propositions de modalités d’application (en
outre approuvées par le président), le projet de budget de l’office, la nomination de certains
fonctionnaires de l’office, etc. Le programme national nouvellement instauré de suivi, dans lequel
sera fixé le programme de suivi de la situation radiologique sur le territoire de la République
tchèque, à l’exception des territoires sur lesquels s’étendent des zones de planification des
situations d’urgence, sera approuvé par le conseil. La raison en est la nécessité d’assurer un
consensus collectif en tant que base pour l’approbation de ce document essentiel du point de vue
du suivi de la situation radiologique sur le territoire de la République tchèque.
Le conseil doit être composé de cinq membres (y compris le président), afin d’assurer sa
capacité décisionnelle de manière efficace et de voter sur les décisions prises. Un nombre plus
élevé de membres limiterait la capacité de l’organisme à réagir de manière opérative aux
besoins actuels de l’activité de l’office national de sûreté nucléaire. Le nombre de membres
du conseil est aussi influencé par la division traditionnelle des domaines de compétences de
l’office national de sûreté nucléaire.
Pour que l’objectif susmentionné de transformation de l’office national de sûreté nucléaire
actuel en une forme de régulateur moderne et efficace soit accompli, le conseil nouvellement
créé doit avoir la possibilité d’influencer activement l’exercice des fonctions exécutives de
l’office. Chaque membre du conseil devrait selon le projet contrôler (sur la base d’une
décision du conseil) les activités de base de l’office national de sûreté nucléaire assurées par
les différents services spécialisés. Les membres du conseil ne peuvent pas n’occuper qu’un
rôle de «corps conceptual» contrôlant le comportement du président (et une telle position ne
découle également pas du projet de loi nucléaire), car une telle conception n’est pas possible
du fait du manque important de spécialistes expérimentés et hautement qualifiés dans le
domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du rayonnement ionisant en
République tchèque. Il est nécessaire que les membres du conseil adoptent des décisions
matérielles précises. Par ailleurs, il est indispensable de maintenir la séparation fonctionnelle
du président, en tant qu’organe de deuxième instance statuant à l’encontre des décisions des
membres du conseil. Le président décidera ensuite de statuer sur appels formulés à l’encontre
d’une décision prise par un membre du conseil, qu’elle soit prise d’une manière unilatérale ou
sur la base d’un avis favorable du conseil. Il apparaît comme nécessaire d’exclure le président
des prises d’avis du conseil dans l’intérêt d’une garantie de son indépendance (impartialité)
- 318 -
dans le cadre de la procédure d’appel, car ce n’est qu’ainsi que sera garantie une séparation
fonctionnelle effective lors de la prise de décision.
Les membres du Conseil seront nommés pour 5 ans, et ce, de manière qu’un membre soit
nommé chaque année. Cela devrait garantir la continuité nécessaire de l’activité du conseil et
de l’office national de sûreté nucléaire, qui est indispensable pour un régulateur de ce type.
L’indépendance des candidats est, en outre, renforcée par les exigences de qualification qui
leur sont demandées. Il est indispensable que le conseiller (hormis les autres exigences
relativement habituelles pour les représentants des autorités du pouvoir public) ait une
formation universitaire appropriée dans le domaine correspondant à la partie des compétences
de l’office dont il est responsable. Il doit de même posséder une expérience professionnelle, et
ce, également dans une fonction dirigeante. C’est de cette façon que pourront être éliminés les
candidats indésirables s’appuyant sur des bases autres que professionnelles et que pourra être
garantie l’indépendance du régulateur réclamée par les traités internationaux (par exemple, la
convention sur la sécurité nucléaire) et le droit d’Euratom (directive 2009/71/Euratom).
La disposition aménage l’extinction de la fonction de membre du conseil et les modalités de
sa révocation. L’extinction de la fonction est aménagée de manière caractéristique, d’une
manière se rattachant à la disposition précédente de la loi nucléaire et à la loi sur la fonction
publique, qui détermine les types courants (et raisons) d’extinction d’une fonction. Le
gouvernement peut révoquer un membre du conseil pour inefficacité, non-accomplissement
d’obligations ou acte illégal ou s’il n’accomplit pas sa fonction pour quelque raison que ce
soit pendant une durée de plus de six mois. Après l’extinction de la fonction de membre du
conseil, la loi prévoit la nomination d’un nouveau membre pour le reste du mandat. Le sens
en est avant tout la garantie d’une continuité du fonctionnement du conseil.
Concernant l’article 188:
Le plan national des situations d’urgence sera le document de base pour la garantie d’une
réponse aux accidents radiologiques survenus sur le territoire de la République tchèque
ailleurs que sur un territoire couvert par les zones de planification des situations d’urgence.
Comme le montrent les expériences issues des exercices en cas d’accident réalisés jusqu’alors
selon le plan du conseil de sécurité de l’État (par exemple «ZÓNA 2008», «ZÓNA 2010» et
«ZÓNA 2013»), prendront part à cette réponse en cas d’urgence radiologique, hormis les
organismes des collectivités territorialement compétentes, également de nombreuses
administrations centrales, dont les compétences et leur part à la réponse apportée, notamment
lors de la première phase de l’urgence radiologique et pour les besoins de l’instauration des
mesures de protection immédiates, seront décrites et déterminées dans ce plan. Il est donc
proposé que ce document soit approuvé par le gouvernement de la République tchèque. Dans
les modalités d’application, il sera déterminé, entre autres, que ce plan national de situations
d’urgence sera régulièrement soumis à des entraînements (1x tous les 4 ans pour chaque zone
existante de planification d’urgence), les insuffisances constatées lors de chaque exercice
étant la base pour une mise à jour de ce plan. Ce plan sera donc mis à jour après chaque
réalisation d’un exercice «ZÓNA» et cette mise à jour sera soumise au gouvernement de la
République tchèque pour son approbation.
La compétence consistant à approuver le rapport annuel portant sur l’activité de
l’administration et les documents stratégiques de l’administration, c’est-à-dire son statut et le
plan d’activité annuel, triannuel et à long terme, tout comme le plan national des situations
d’urgence, est confiée au gouvernement. La gestion sécurisée des déchets radioactifs et la
préparation de l’État aux accidents radiologiques sont des activités de toute première
- 319 -
importance avec des impacts sur l’ensemble du territoire, il est donc nécessaire que
l’organisme exécutif suprême évalue et décide des faits concernant ce domaine.
Concernant l’article 189:
Le plan national des situations d’urgence, tel qu’il est indiqué dans les motivations de l’article
188, sera le document de base pour la garantie d’une réponse aux accidents nucléaires
survenus sur le territoire de la République tchèque ailleurs que sur les territoires couverts par
les zones de planification des situations d’urgence. La disposition proposée, qui se base sur
les expériences pratiques acquises lors de la préparation et la réalisation des exercices en cas
d’urgence radiologique réalisés selon le plan du conseil de sécurité de l’État, impose ainsi aux
ministères et autres administrations, qui sont compétents pour une participation à une
éventuelle réponse à un accident radiologique survenu, de nouvelles obligations consistant à
remettre à l’office national de sûreté nucléaire et au ministère de l’intérieur leurs documents
pour l’élaboration et la mise à jour du plan national de situations d’urgence, à prendre part à
ses entraînements et, en cas de survenu d’une urgence radiologique, à procéder selon ce plan.
La disposition proposée correspond également aux exigences de la directive BBS et aux
recommandations de l’AIEA (GSR Part 3, GS-R-2 et GS-G-2.1).
L’encadrement de l’exposition de la population par le radon sur la base du plan national d’action
pour l’encadrement de l’exposition de la population par le radon a également un caractère
fortement interministériel. L’office national de sûreté nucléaire reste dans la position du principal
gestionnaire du programme anti-radon, mais il n’est pas capable d’accomplir cette activité sans la
collaboration d’autres ministères et organismes de l’administration centrale. L’encadrement de
l’exposition au radon concerne en effet factuellement les secteurs économiques (industrie de la
construction, production de matériaux), sociaux (logement), du développement local (réalisation
régionale de l’encadrement), de la santé, des activités agricoles, etc.
Concernant l’article 190:
La disposition confie des compétences au ministère de l’industrie et du commerce dans le
champ de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du rayonnement ionisant. Dans
l’esprit traditionnel de la loi nº 18/1997 du JO, le ministère est actif avant tout en tant que
fondateur de l’administration. Par conséquent, il possède aussi un rôle irremplaçable en tant
que ministère dont l’objet d’activité est l’administration centrale des activités industrielles,
lors de la détermination de l’orientation stratégique de la gestion des déchets radioactifs en
République tchèque. Le traitement des déchets radioactifs a en effet des impacts essentiels sur
l’économie nationale, que cela soit dû au fait que des coûts importants allant à la charge de
l’État y sont liés dans une situation d’urgence ou au fait qu’il est la source de nombreuses
activités économiquement importantes. Par conséquent, la compétence consistant en
l’élaboration d’une conception de la gestion des déchets radioactifs et du combustible
nucléaire usé, en tant que document stratégique de base déterminant le cadre global des
activités indiquées, est également confiée au ministère.
Le ministère dispose également des informations indispensables pour l’évaluation des aspects
économiques des risques sécuritaires pour les installations nucléaires et les matériaux
nucléaires. Il devrait donc selon la loi émettre un point de vue engageant concernant les
décisions de l’office national de sûreté nucléaire concernant une menace basique projetée
(c’est-à-dire dans le domaine de la sécurité). De plus, le ministère participe au programme de
protection contre les radons.
- 320 -
Concernant l’article 191:
Le ministère de l’intérieur est le gestionnaire des questions intérieures, y compris sécuritaires,
en République tchèque. Son avis dans le domaine de la sécurité ne peut donc être omis, si la
protection des installations nucléaires et des matériaux nucléaires doit être garantie de
manière efficace contre les interventions non autorisées. Il devrait donc selon la loi émettre un
avis contraignant visant les décisions de l’office national de sûreté nucléaire concernant la
détermination d’une menace basique projetée (c’est-à-dire dans le domaine de la sécurité).
En tant que gestionnaire dans le domaine de la gestion de crise et du système intégré de secours, le
ministère collaborera également à l’élaboration du plan national de situations d’urgence.
Concernant l’article 192:
La disposition délimite la compétence du ministère de la santé en rapport avec la loi nucléaire.
Le texte de la lettre a) correspond aux dispositions actuelles de l’article 46, paragraphe 3 de la
loi nº 18/1997 du JO, sur la base de laquelle a été créé le système de soins médicaux spéciaux.
Sur la base de la disposition de l’article 46, paragraphe 3 de la loi nº 18/1997 du JO, sont
actuellement déterminés les fournisseurs de soins médicaux qui assurent en cas de besoin
l’administration des services médicaux pour les personnes irradiées en cas d’accidents
nucléaires. Il est important de conserver la prise en charge de ces services médicaux, pour que
continuent les activités dans le domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du
rayonnement ionisant en République tchèque. La disposition reflète de plus la situation
actuelle, lorsque le ministère de la santé publie la liste des fournisseurs sélectionnés dans son
bulletin, et légalise cette bonne pratique.
De plus, le ministère participe au programme de protection contre les radons sous forme
d’informations et d’éducation du public et des groupes de professions et de développement de
méthodes et technologies pour la diminution de l’exposition.
Concernant l’article 193:
Le ministère des finances remplit les fonctions de l’administration centrale dans le secteur
financier, mais aussi en ce qui concerne l’utilisation des moyens budgétaires de la République
tchèque. Il est ainsi le plus autorisé pour la gestion des programmes de subventions que la loi
nucléaire, en liaison avec l’aménagement actuel par la loi nº 18/1997 du JO, lance pour la prise en
charge du risque résultant de la présence de radon et des produits de sa transformation dans
l’atmosphère intérieure des bâtiments, pour l’adoption des mesures justifiées preuves à l’appui
selon l’article 102, paragraphe 1 et des mesures pour la diminution de la teneur en radionucléide
naturel dans l’eau potable destinée à l’approvisionnement public.
En tant qu’organisme doté des compétences et de l’appareil technique appropriés, la gestion
du compte nucléaire, pour lequel existe un intérêt stratégique pour la protection des fonds et
leur gestion sécurisée, est également confiée au ministère.
Concernant l’article 194:
Dans le domaine du suivi, il s’agit des exigences formulées de manière plus détaillée
concernant chaque organisme et organisation qui, à l’heure actuelle (hormis l’office national
de sûreté nucléaire et le détenteur d’une autorisation d’exploitation d’une centrale nucléaire),
assure le suivi selon l’article 46, paragraphe 1 de la loi nº 18/1997 du JO dans le cadre du
réseau national de suivi radiologique. Les détails sont expliqués dans les motivations des
dispositions de l’article 130.
- 321 -
La réglementation actuelle ne formulait pas suffisamment clairement et en détail la répartition
des compétences entre le ministère de la défense et l’office national de sûreté nucléaire dans
le domaine des applications médicales du rayonnement ionisant (un problème était avant tout
les sites avec chevauchement sur le secteur civil, tout comme l’interprétation de la notion
«tutelle de l’État», qui était comprise par le ministère de la défense apparemment en
contradiction avec l’objectif initial, nullement uniquement en tant qu’exercice d’une activité
de contrôle, mais comme exercice de l’administration centrale dans toute son étendue).
L’aménagement nouvellement proposé se base sur le fait que l’office national de sûreté
nucléaire est la principale autorité et le garant dans le domaine de la prise en charge de la
protection radiologique en République tchèque. Il laisse dans le même temps au ministère de
la défense, eu égard à sa position spécifique et sa mission, une compétence dans le domaine
en question, mais en collaboration avec l’office national de sûreté nucléaire, en tant que
détenteur de la compétence primaire.
L’aménagement proposé délimite mieux la répartition des compétences entre l’office national
de sûreté nucléaire et le ministère de la défense. Par «administration central» et contrôle
s’entend l’exercice d’une activité administrative (avant tout d’autorisation) et de contrôle. La
réglementation est construite de façon à confier au ministère de la défense l’exercice de
l’administration centrale dans tout le domaine d’«utilisation du rayonnement ionisant». Il ne
serait pas cohérent de nommer toutes les compétences du ministère dans le domaine de
l’utilisation pacifique du rayonnement ionisant, car un tel catalogue rappellerait beaucoup par
son étendue la spécification des compétences de l’office national de sûreté nucléaire. Par
rapport à la situation réelle existante, la compétence de l’office national de sûreté nucléaire
sera renforcée dans le domaine de la santé «militaire» (par exemple, hôpital militaire, etc.), et
ce, avant tout pour que le niveau de prise en charge de la protection radiologique lors de
l’administration des soins médicaux aux citoyens se base sur des demandes unifiées, qu’il
s’agisse d’ouvrages civils ou militaires. L’aménagement proposé prévoit également qu’un
document d’habilitation professionnelle spéciale sera (par rapport à la situation réelle
existante, qui n’a toutefois pas de justification claire dans la loi) attribué par l’office national
de sûreté nucléaire pour les activités pour lesquelles une habilitation professionnelle spéciale
est réclamée et accomplie dans des établissements destinés à l’administration des soins
médicaux tant aux unités de l’armée qu’aux personnes civiles. Comme la réglementation des
activités particulièrement importantes du point de vue de la protection radiologique et de
l’habilitation professionnelle spéciale fait partie du titre II de la loi nucléaire intitule
«conditions communes d’exercice des activités dans le domaine de l’utilisation pacifique de
l’énergie nucléaire et du rayonnement ionisant», il est clair que cette compétence est
également confiée au ministère de la défense. Les employés sélectionnés à qui a été attribuée
une habilitation par le ministère de la défense, ne peuvent toutefois agir que dans le secteur
militaire. L’aménagement proposé fixe, en outre, l’obligation d’une transmission mutuelle des
informations, tout en se basant avant tout sur la responsabilité de l’office national de sûreté
nucléaire pour la prise en charge complète de la protection radiologique en République tchèque et,
par conséquent, la connaissance nécessaire de toutes les informations pertinentes pour cette
protection (les évènements exceptionnels possibles dans le secteur militaire peuvent influencer le
niveau de prise en charge de la protection radiologique dans toute la République tchèque).
Eu égard aux demandes accrues de contrôle du mouvement des sources de rayonnement ionisant
et de leur sécurisation, est imposé au ministère de la défense de tenir l’enregistrement de ces
sources, l’obligation d’une remise des informations à l’office national de sûreté nucléaire (cette
obligation découlant des expériences pratiques lors des découvertes de sources provenant d’une
- 322 -
activité dans la gestion du ministère de la défense, lorsqu’il n’a pas été possible dans certains cas
de rechercher ou de confirmer leur origine) étant dans le même temps imposée.
Hormis le suivi, le ministère de la défense est de manière traditionnelle également actif dans
l’exercice de l’activité de contrôle de l’exposition médicale exploitée dans des établissements
hospitaliers relevant de sa compétence. La réglementation existant jusqu’alors par la loi
nº 18/1997 du JO entraînait de nombreuses ambiguïtés concernant la division des compétences et
des habilitations entre le ministère et l’office national de sûreté nucléaire dans les établissements
dans lesquels sont administrés des services médicaux non seulement aux membres de l’armée de
la République tchèque, mais aussi à la population civile. Il est donc proposé de manière nouvelle
un partage plus précis des gestions. Le ministère de la défense accomplira une administration et
une activité de contrôle, mais seulement dans les établissements qu’il a fondés, et ce, en
collaboration avec l’office national de sûreté nucléaire, disposant des capacités suffisantes en
personnel, techniques et matérielles. Dans le même temps, dans l’intérêt d’un encadrement global
de l’exposition en République tchèque, sont déterminés les flux d’informations sur le niveau
d’exposition en direction de l’office national de sûreté nucléaire.
Le ministère de l’intérieur joue aussi un rôle important dans la garantie de la sécurité
intérieure de la République tchèque. Son avis dans le domaine de la sécurité ne peut donc être
omis, si la protection des installations nucléaires et des matériaux nucléaires doit être garantie
de manière efficace contre les interventions non autorisées. Il devrait donc selon la loi
également émettre un avis contraignant visant les décisions de l’office national de sûreté
nucléaire concernant la détermination d’une menace basique projetée (c’est-à-dire dans le
domaine de la sécurité).
Concernant les articles 195 et 196:
Les raisons motivant cet aménagement de la compétence et des habilitations des organismes
dans le domaine du suivi de la situation radiologique et de la réalisation de la protection
contre l’exposition au radon sont similaires à celles ci-dessus.
Concernant l’article 197:
Les raisons motivant cet aménagement de la compétence et des habilitations des organismes
dans le domaine de la réalisation de la protection contre l’exposition au radon sont similaires à
celles ci-dessus.
Concernant l’article 198:
Les raisons motivant cet aménagement de la compétence et des habilitations du corps des
sapeurs-pompiers de la République tchèque dans le domaine du suivi de la situation
radiologique et de la réalisation de la protection contre l’exposition au radon sont similaires à
celles pour les ministères.
En outre, le corps des sapeurs-pompiers de la République tchèque est responsable de la prise
en charge de la protection contre les incendies, et ce, également dans les grandes exploitations
industrielles, y compris une installation nucléaire. La loi nucléaire contient en ce sens une
disposition spéciale complétant la loi nº 133/1985 du JO, relative à la protection contre les
incendies, confiant formellement au corps des sapeurs-pompiers des compétences
administratives et de contrôle.
Les dispositions proposées des lettres c) et d) sont une transposition de la directive BSS et
prennent en compte l’obligation imposée au corps régional des sapeurs-pompiers par les lois
nº 239/2000 du JO et nº 240/2000 du JO. Elles complètent également cette compétence
- 323 -
existante avec l’obligation d’informer la population en cas de survenue d’une situation
d’urgence radiologique sur le territoire d’une région donnée, touchée par l’évènement
survenu. Un règlement d’application précise de plus les exigences visant le contenu et la
fréquence de l’information. Cette compétence est, en cas de situations d’urgence radiologique
particulièrement graves, complémentaire aux obligations similaires de la région et celles
d’une commune à compétence élargie, ce qui crée un cadre complet pour la fourniture
d’informations à la population en cas de situation d’urgence radiologique.
Informer la population est la base pour la prise en charge de sa protection en cas de situation
d’urgence radiologique. Ce n’est qu’avec suffisamment d’informations pertinentes que les
gens sont capables de satisfaire les demandes des unités du système intégré de secours et de
participer activement à la protection de leurs vies, de leur santé et de leurs biens. Il n’est pas
nécessaire de souligner qu’une insuffisance de participation de la part de la population
touchée, entre autres, surcharge de manière disproportionnée l’ensemble des activités du
système intégré de secours, accroît les exigences de temps et les besoins financiers pour les
travaux de secours et peut entraîner des conséquences tragiques injustifiées. Le corps régional
des sapeurs-pompiers est, par ailleurs, l’institution publique la plus informée de la situation
locale et, du point de vue de la protection de la population, également la plus efficace, c’est
pourquoi ce rôle exigeant lui est justement confié.
Le texte proposé à la lettre f) correspond à la même disposition selon la loi nº 239/2000 du JO.
Enfin, est indiquée la compétence de cet organisme dans le domaine de l’approvisionnement
de la population par des antidotes pour la prophylaxie iodée dans une zone de planification
des situations d’urgence. Ici, le rôle du corps des sapeurs-pompiers est également
irremplaçable, mais il doit coopérer pour une réalisation plus efficace avec le détenteur de
l’autorisation et la région.
Concernant les articles 199 à 201:
Les motivations de cet aménagement de la compétence et des habilitations des organismes
dans le domaine du suivi de la situation radiologique sont similaires à celles ci-dessus.
Dans le cas de la police de la République tchèque sont ensuite ancrées également d’autres
habilitations résultant de sa position déjà existante en tant qu’organisme participant au
système de protection physique des installations nucléaires et des matériaux nucléaires.
Concernant l’article 202:
Le texte proposé du paragraphe 1, lettre a) correspond au texte du décret gouvernemental nº
11/1999 du JO, complété par la légalisation dans la pratique de la collaboration se déroulant
déjà réellement avec le corps régional des sapeurs-pompiers. Comme il s’agit d’une obligation
unique, de plus liée à d’autres obligations fixées par la loi nucléaire, il est proposé de procéder
à cet aménagement dans la loi même afin de respect le rôle normatif de la loi.
L’approvisionnement de la population par des antidotes, qui est la base de sa protection (ou de
la protection de la santé, concrètement de la glande thyroïde) en cas de fuite de radionucléides
en conséquence d’une situation d’urgence radiologique, est imposé en tant qu’obligation à
l’exploitant d’une installation nucléaire, c’est-à-dire au détenteur de la responsabilité primaire
et indivisible pour la sécurité nucléaire et la protection radiologique. Mais on ne peut pas
supposer que l’exploitant soit aussi bien informé en détail de la situation locale (localisation
de chaque habitat de la population, de l’organisme administratif y agissant, situation
démographique, etc.) qu’il puisse seul assurer l’approvisionnement en antidotes. Une telle
procédure réclamerait probablement par exemple un accès de l’exploitant au registre de la
- 324 -
population et d’autres actes à la limite d’une atteinte indésirable au droit à la protection de la vie
privée des personnes. Une collaboration avec les organismes de l’autorité publique dans ce
domaine est donc inévitable. Étant donné l’étendue territoriale des travaux de secours et la
réalisation de la prophylaxie iodée, l’office régional, capable de coordonner efficacement la
collaboration entre chaque commune, apparaît être le partenaire le plus approprié de l’exploitant.
De même que pour l’office national de sûreté nucléaire et le corps des sapeurs-pompiers de la
République tchèque, l’office régional est actif dans le domaine des informations préalables à
la population dans une zone de planification des situations d’urgence en cas d’urgence
radiologique, portant sur les mesures de protection de la population qui s’y rapportent et sur
les opérations qu’il est nécessaire de réaliser dans une telle situation. L’office régional est le
mieux informé de la situation locale et possédera de même les informations pertinentes
concernant les mesures en préparation. La fourniture de ces informations est également, de
même que pour l’office national de sûreté nucléaire et le corps des sapeurs-pompiers de la
République tchèque, limitée par la portée de la compétence de la région, c’est-à-dire qu’elle
n’informera pas, par exemple, d’une propagation possible des radionucléides.
L’office régional a un rôle irremplaçable de manière déjà traditionnelle en tant qu’organisme
du pouvoir public avec un champ d’action régional, capable au niveau local d’évaluer
l’impact des mesures connexes, tout comme lors de la recherche des édifices avec une
quantité accrue de radons dans leur atmosphère intérieure, lors de la fourniture d’informations
à la population sur le risque résultant d’une concentration élevée de radons dans les maisons,
dans une campagne d’information pour les propriétaires d’édifices concernant les conditions
d’obtention de subventions pour la mise à jour des radons et les mesures anti-radons et lors du
contrôle dans ce domaine. La collaboration avec l’office national de sûreté nucléaire est dans
le même temps indispensable, car l’office national de sûreté nucléaire représente dans tout le
programme anti-radons une position d’organisme spécialisé, tandis que l’office régional est
capable de réaliser le programme.
Le rôle consistant en une fourniture d’informations à la population dans le cas des situations
d’urgence radiologique les plus graves est confié au président de région en tant qu’organe
suprême de l’exécutif régional. L’étendue des informations est, dans le même temps, par la
nature des choses, similaire à celle des informations préalables fournies par l’office régional
susnommé. Un élément de ces informations ne devant pas être omis est la collaboration avec
d’autres organismes, nominalement le corps des sapeurs-pompiers de la République tchèque
et l’office communal à compétence élargie. Le président approuve également le plan externe
des situations d’urgence, ce qui est une compétence se rattachant à l’aménagement similaire
dans la législation de crise, mais, ici, spécifiquement pour le domaine de la maîtrise d’une
situation d’urgence radiologique.
Concernant l’article 203:
De même que pour le président de région et le corps des sapeurs-pompiers de la République
tchèque, la compétence consistant à informer le public touché par cette situation d’urgence
radiologique, en cas d’accident radiologique lié à un soupçon de fuite possible de substances
radioactives ou de propagation de rayonnement ionisant hors du site d’une installation
nucléaire ou d’un lieu de travail ayant des sources de rayonnement ionisant ou d’urgence
radiologique survenue sur le territoire de la commune, est confiée à l’office communal d’une
commune à compétence élargie. La commune est la mieux informée sur les conditions locales
et elle est la mieux adaptée pour entrer en contact avec ses habitants (et est également
détentrice de la confiance locale nécessaire).
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Concernant l’article 204:
La disposition est une réglementation correspondant à la loi nº 111/2009 du JO, relative aux
registres de base. Les dispositions déterminent d’une façon habituelle l’étendue des données
fournies par le ministère de l’intérieur ou la police de la République tchèque aux organismes
actifs dans le domaine de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire et du rayonnement
ionisant pour l’exercice de leur activité. Elle ne s’éloigne guère de la portée établie pour la
plupart des organismes de l’autorité publique par la loi nº 227/2009 du JO, modifiant certaines
lois en liaison avec l’adoption de la loi sur les registres de base. L’office national de sûreté
nucléaire ou les autres organismes déterminés par la loi nucléaire accomplissent une quantité
d’activités, mais, dans le cadre de toutes celles-ci, administrent les conditions de vie de
personnes privées, tant morales que physiques. Sans accès aux informations sur ces
personnes, l’exercice de ces activités serait pratiquement exclu. Il est donc nécessaire de
délimiter les habilitations d’obtention d’informations dans les registres appropriés de la
manière la plus large possible. Les organismes ont besoin de ces données, par exemple pour
l’exercice des activités administratives classiques (délivrance d’une autorisation, etc.), mais
aussi pour les études épidémiologiques (et autres compétences selon la loi nucléaire). La
version proposée comporte:
 la fourniture de données référentielles issues du registre de base de la population, dont
la portée est fixée de façon à correspondre à la portée existante des données fournies à
partir du système informatif d’enregistrement de la population;
 la fourniture de données issues du système informatif d’enregistrement de la
population qui sont «historiques» ou ne seront pas enregistrées dans le registre de base
de la population — de façon à ce que la portée des données fournies jusqu’alors ne soit
pas matériellement réduite pour les services individuels;
 la fourniture de données issues d’un système d’informations étranger dans les cas où,
selon la réglementation actuelle, des données sur des étrangers ont également été
fournies à partir du système informatif d’enregistrement de la population — de façon à
ce que la portée des données fournies jusqu’alors ne soit nullement touchée concernant
le cercle des personnes au sujet desquelles les données sont fournies, dans le cas des
services individuels;
 le principe déjà transposé auparavant de protection des données personnelles, selon
lequel les données ne peuvent être utilisées que de la portée indispensable pour
l’accomplissement d’une tâche concrète d’administration publique, est conservé.
Concernant l’article 205:
L’information selon laquelle la loi a été notifiée conformément à la directive 98/34/CE du
Parlement européen et du Conseil du 22 juin 1998, prévoyant une procédure d’information
dans le domaine des normes et des réglementations techniques et des règles relatives au
service de la société de l’information, telle que modifiée, est une composante obligatoire de la
nouvelle réglementation, conformément aux demandes des règles législatives du
gouvernement. La loi comporte en effet certaines dispositions régulant les exigences
techniques pour les produits de leur type (par exemple, les sources de rayonnement ionisant)
au-delà du cadre de l’harmonisation, et il est donc nécessaire de notifier aux autres États
membres et organismes de l’UE ces obstacles techniques potentiels à la libre circulation des
marchandises conformément aux réglementations susmentionnées de l’UE.
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Concernant l’article 206:
Dans cette disposition, il est déterminé par la loi nucléaire quand l’office national de sûreté
nucléaire a une position d’organisme concerné dans les procédures selon la loi nº 183/2006 du
JO, portant sur la planification territoriale et le code de l’urbanisme (loi sur l’urbanisme).
Certaines procédures d’urbanisme peuvent par leur conséquence influencer de manière
essentielle la sûreté et la sécurité selon la loi nucléaire et il est donc indispensable que le
principal détenteur d’une compétence dans ce domaine exprime également un point de vue
technique dans ces procédures. D’ailleurs, sans un avis technique de qualité, il ne serait sans
doute même pas possible de garantir les intérêts protégés par la loi sur l’urbanisme.
Concernant les articles 207 à 213:
Les dispositions transitoires contenues dans ce paragraphe créent un environnement juridique
pour la simplification de l’application de la nouvelle loi nucléaire pour les destinataires de la
réglementation existante par la loi nº 18/1997 du JO. Bien que la nouvelle législation
n’apporte pas exclusivement de nouvelles demandes, la quantité de nouveautés est importante
et représente une atteinte aux droits et obligations des personnes et à leur sécurité juridique.
Les atteintes ont été choisies de façon à léser le moins possible les destinataires des normes et,
dans le même temps, à ne pas menacer un intérêt protégé par la loi. Il est donc admis de
conserver l’état actuel des choses dans la mesure du possible. Pour le reste, les destinataires
de la loi nucléaire devront alors adapter leurs situations juridiques à la nouvelle
réglementation (également dans l’esprit d’un principe de fausse rétroactivité), et ce dans le
cadre d’une période transitoire laquelle est considérée dans ce cas, étant donné l’étendue
limitée des demandes totalement nouvelles, comme suffisante. L’interdiction d’une vraie
rétroactivité a été strictement respectée lors de la création des dispositions transitoires.
Les dispositions transitoires proposées essaient d’aménager les questions intertemporelles de
la nouvelle réglementation notamment compte tenu:
 de la durée des actes administratifs actuels (autorisations émises, décisions
d’approbation d’une documentation, décisions sur l’approbation du type, habilitations
pour l’exercice d’activités particulièrement importantes du point de vue de la sécurité
radiologique et de la protection radiologique);
 du passage des actes administratifs actuels à de nouveaux types (pour les activités
soumises de manière nouvelle à un autre type d’acte administratif — par exemple, la
permission est modifiée en enregistrement);
 des processus en cours;
 des contrôles en cours;
 de la détermination d’un territoire avec régime spécial selon la loi nº 18/1997 du JO.
(zone de planification des situations d’urgence, zones contrôlées et suivies);
 de la détermination des employés en charge du contrôle; et
 de la création de nouveaux instruments de nature conceptuelle par les organismes du
pouvoir public (par exemple, la conception de la gestion des déchets radioactifs).
Concernant les articles 214 et 215:
La loi nucléaire établit dans ces dispositions, conformément aux exigences des règles
législatives du gouvernement, une habilitation pour la publication d’un règlement
d’application ou attribue à des organismes concrets de la puissance publique le pouvoir de
publier des normes connexes secondaires, auxquelles la loi se réfère.
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Les règlements d’application préparés par l’office national de sûreté nucléaire sont joints pour
information au projet gouvernemental de la loi nucléaire.
Concernant l’article 216:
Cette disposition abrogatoire met un terme à la validité des règlements d’application publiés
pour l’application de la loi nº18/1997 du JO. Ils seront entièrement remplacés par une
nouvelle réglementation publiée pour l’application de la nouvelle loi nucléaire. Leur maintien
serait indésirable du point de vue de l’intérêt d’une clarté du code juridique.
Concernant l’article 217:
La date d’entrée en vigueur du texte est proposée de façon à ce qu’une période transitoire
suffisante soit garantie. Les destinataires de la norme auront donc assez de temps pour se
préparer à cette nouvelle réglementation et, dans le même temps, est fourni un intervalle de
temps suffisant à l’office national de sûreté nucléaire et aux autres organismes de l’autorité
publique pour développer l’activité méthodologique nécessaire.
Concernant l’annexe nº 1:
L’annexe nº 1 de la loi nucléaire établissement un modèle de formulaire d’enregistrement. Ce
formulaire est une forme spéciale de demande de réalisation d’un enregistrement, à savoir de
délivrance d’une décision. Par conséquent, conformément à l’exigence visant son statut
obligatoire, ce formulaire doit être contenu dans une norme ayant force de loi. Le formulaire
comporte les énoncés habituels de contenu d’une demande de délivrance de décision et
certaines spécificités données par la nature de l’activité enregistrée (c’est-à-dire les
informations techniques nécessaires à l’office national de sûreté nucléaire pour statuer sur une
décision d’enregistrement — par exemple, la spécification des sources utilisées de
rayonnement ionisant).
Concernant l’annexe nº 2:
L’annexe énumère les documents devant être soumis avec la demande d’autorisation. En
même temps, elle indique les types de documents soumis à approbation par une décision de
l’office national de sûreté nucléaire. Des règlements d’application établissement les détails du
contenu des documents. Une forme d’annexe à la loi a été choisie du fait du caractère détaillé
et technique de cette partie.
Concernant l’annexe nº 3:
L’annexe énumère les documents devant être soumis avec la demande d’homologation du
type de produit (ou d’emballages et de certaines sources de rayonnement ionisant). Une forme
d’annexe à la loi a été choisie du fait du caractère détaillé et technique de cette partie.