L’installation Atlas – INB 176 L’installation Atlas a pour fonction : ∙ la réalisation d’analyses physico‑chimiques et radiochimiques industrielles ; ∙ le suivi des rejets liquides et atmosphériques et la surveillance de l’environnement des installations du Tricastin. L’installation Atlas répond aux exigences de sûreté les plus récentes et a été mise en service en 2017. L’installation Parcs uranifères du Tricastin – INB 178 À la suite du déclassement d’une partie de l’INBS de Pierrelatte par décision du Premier ministre, l’INB 178, dite « Parcs uranifères du Tricastin », a été créée. Cette installation regroupe des parcs d’entreposage d’uranium, ainsi que les nouveaux locaux de gestion de crise de la plateforme. L’ASN a enregistré cette installation en décembre 2016. L’installation P35 – INB 179 Dans la continuité du processus de déclassement de l’INBS de Pierrelatte par décision du Premier ministre, l’INB 179, dite « P35 » a été créée. Cette installation regroupe dix bâtiments d’entreposage d’uranium. L’ASN a enregistré cette installation en janvier 2018. L’installation IARU (ex-Socatri) – INB 138 L’installation réalise principalement des activités de réparation, de décontamination et de démantèlement de matériels industriels ou nucléaires, des activités de traitement d’effluents liquides radioactifs et industriels, et des activités de traitement et de conditionnement de déchets radioactifs. 1.2 Fabrication du combustible La fabrication du combustible pour les réacteurs électronucléaires nécessite de transformer l’UF6 en poudre d’oxyde d’uranium. Les pastilles fabriquées à partir de cette poudre dans l’usine Framatome de Romans‑sur‑Isère, dite « FBFC », sont placées dans des gaines métalliques en zirconium pour constituer les crayons de combustible, ensuite réunis pour former les assemblages. Les combustibles utilisés dans les réacteurs expérimentaux sont plus variés, certains d’entre eux utilisent, par exemple, de l’uranium très enrichi sous forme métallique. Ces combustibles sont fabriqués dans l’usine Framatome de Romans‑sur‑Isère usuellement appelée Cerca. Les usines FBFC et Cerca ont été réunies en une seule INB (63‑U), par décret du 23 décembre 2021. Le combustible MOX est fabriqué dans l’INB 151 Melox, exploitée par Orano et située sur le site nucléaire de Marcoule. 1.3 Aval du «cycle du combustible» – retraitement Les usines de retraitement Orano de La Hague en fonctionnement Les usines de La Hague, destinées au traitement des assemblages de combustibles usés dans les réacteurs nucléaires, sont exploitées par Orano. 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 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 1 000 tonnes par an, comptées en quantités d’uranium et de plutonium contenus dans les assemblages combustibles avant irradiation (passage 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 (décision n° 2015-DC-0535 et décision n° 2015-DC-0536), en cours de révision. Les opérations réalisées dans les usines Les usines de retraitement comprennent plusieurs unités industrielles, chacune destinée à une opération particulière. On distingue 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 conditionnement des déchets. À leur arrivée dans les usines, les assemblages de combustibles usés disposés dans leurs emballages de transport sont déchargés soit « sous eau» en piscine, soit à sec en cellule blindée étanche. Les assemblages sont alors entreposés dans des piscines pour leur 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 radioactives 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 UO2(NO3)2. Il est destiné à être converti dans l’installation TU5 du site du Tricastin en un composé solide (U3O8), 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. Il est ensuite destiné à la fabrication de combustibles MOX dans l’usine Orano de Marcoule (Melox). Site du Tricastin Usine Philippe Coste GB II TU5 et W IARU (ex-Socatri) Parcs uranifères du Tricastin P35 Atlas Établissement de Romans-sur-Isère FBFC Cerca Site de Malvési ex-Comurhex Site de Marcoule Melox Établissement de La Hague UP3 UP2-800 STE3 INSTALLATIONS DU «CYCLE DU COMBUSTIBLE» EN FONCTIONNEMENT Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2021 323 11 – LES INSTALLATIONS DU « CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE » 08 07 13 04 10 06 12 14 03 09 05 11 02 AN 01
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