Rapport de l'ASN 2017

386 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2017 Chapitre 13  - Les installations du cycle du combustible nucléaire réexamen périodique de l’installation, est terminée. L’ instruc- tion du dossier de réexamen de cette installation a cepen- dant montré que des améliorations restaient nécessaires, par exemple concernant la maîtrise du risque lié au séisme, à l’in- cendie et des risques associés aux substances dangereuses, le risque toxique constituant le principal enjeu de sûreté de cette INB. Ces thématiques feront l’objet de prescriptions dans la décision de l’ASN, prévue au début de l’année 2018, définissant les conditions de poursuite de fonctionnement de l’INB 98. L’usine de fabrication de combustibles nucléaires Cerca – INB 63 Cette usine est l’une des plus anciennes installations nucléaires françaises en fonctionnement. La mise en conformité de l’ins- tallation a été engagée et des travaux pour améliorer le confi- nement des matières radioactives, la maîtrise des risques sismiques et d’incendie dans le bâtiment principal ont été effectués. À cet égard, l’exploitant a déposé auprès de l’ASN une demande d’autorisation pour construire une « nouvelle zone uranium » (zone du bâtiment principal où l’uranium est sous forme de poudre) conforme aux exigences actuelles, dont la mise en service est envisagée pour octobre 2022. Le respect de la décision n° 2015-DC-0485 de l’ASN du 8 janvier 2015, qui prescrit à l’exploitant pour fin 2017 la mise en place de renforcements de l’installation, a été exa- miné dans le cadre de l’instruction du dossier de réexamen, notamment lors des inspections sur site. 1.2 L’aval du cycle du combustible – le retraitement 1.2.1 Les usines de retraitement Areva NC de La Hague en fonctionnement Les usines de La Hague, destinées au traitement des assem- blages de combustibles irradiés dans les réacteurs nucléaires, sont exploitées par Areva NC. La mise en service des différents ateliers des usines UP3-A (INB 116) et UP2-800 (INB 117) et de la station de traitement des effluents STE3 (INB 118) s’est déroulée de 1986 (réception et entreposage des assemblages de combustibles usés) à 2002 (atelier de traitement du plutonium R4), avec la mise en service de la majorité des ateliers de procédé en 1989-1990. Les décrets du 10 janvier 2003 fixent la capacité individuelle de traitement de chacune des deux usines à 1000 tonnes par an, comptées en quantité d’uranium et de plutonium contenus dans les assemblages de combustibles avant irradiation (pas- sage en réacteur) et limitent la capacité totale des deux usines à 1700 tonnes par an. Les limites et conditions de rejet et de prélèvement d’eau du site sont définies par deux décisions de l’ASN du 22 décembre 2015. Areva a demandé une augmentation des capacités d’entrepo- sage de colis standards de déchets vitrifiés (CSD-V) et com- pactés (CSD-C) au sein de l’usine UP3-A, qui a été autorisée le 7 novembre 2016. L’ autorisation délivrée par l’ASN défi- nit la durée maximale d’entreposage, au-delà de laquelle les conditions de cet entreposage doivent être publiquement requestionnées. Les opérations réalisées dans les usines Les usines de retraitement comprennent plusieurs unités indus- trielles, chacune destinée à une opération particulière. On dis- tingue ainsi les installations de réception et d’entreposage des assemblages de combustibles usés, de cisaillage et de dissolution de ceux-ci, de séparation chimique des produits de fission, de l’uranium et du plutonium, de purification de l’uranium et du plutonium et de traitement des effluents, ainsi que de condi- tionnement des déchets. À leur arrivée dans les usines, les assemblages de combustibles usés disposés dans leurs emballages de transport sont déchar- gés soit sous eau en piscine soit à sec en cellule blindée étanche. Les assemblages sont alors entreposés dans des piscines pour refroidissement. Les assemblages sont ensuite cisaillés et dissous dans l’acide nitrique afin de séparer les morceaux de gaine métallique du combustible nucléaire usé. Les morceaux de gaine, insolubles dans l’acide nitrique, sont évacués du dissolveur, rincés à l’acide puis à l’eau et transférés vers une unité de compactage et de conditionnement. La solution d’acide nitrique comprenant les substances radioac- tives dissoutes est ensuite traitée afin d’en extraire l’uranium et le plutonium et d’y laisser les produits de fission et les autres éléments transuraniens. Après purification, l’uranium est concentré et entreposé sous forme de nitrate d’uranyle UO 2 (NO 3 ) 2 . Il est destiné à être converti dans l’installation TU5 du site du Tricastin en un composé solide (U 3 O 8 ), dit « uranium de retraitement ». Après purification et concentration, le plutonium est précipité par de l’acide oxalique, séché, calciné en oxyde de plutonium, conditionné en boîtes étanches et entreposé. Le plutonium est ensuite destiné à la fabrication de combustibles MOX dans l’usine Areva NC de Marcoule (Mélox). Les effluents et les déchets produits par le fonctionnement des usines Les produits de fission et autres éléments transuraniens issus du retraitement sont concentrés, vitrifiés et conditionnés en CSD-V. Les morceaux de gaines métalliques sont compactés et conditionnés en CSD-C. Par ailleurs, les opérations de retraitement décrites au para- graphe précédent mettent en œuvre des procédés chimiques et mécaniques qui, par leur exploitation, produisent des effluents gazeux et liquides ainsi que des déchets solides. Les déchets solides sont conditionnés sur le site soit par com- pactage, soit par enrobage dans du ciment. Les déchets radioac- tifs solides issus du traitement des assemblages de combustibles usés dans des réacteurs français sont, selon leur composition, envoyés au Centre de stockage des déchets de faible et moyenne activité à vie courte de Soulaines (voir chapitre 16) ou entreposés sur le site Areva NC de La Hague dans l’attente d’une solution pour leur stockage définitif (notamment les CSD-V et CSD-C). Conformément à l’article L. 542-2 du code de l’environnement, les déchets radioactifs issus du traitement des assemblages de