Les matières radioactives mises en œuvre lors du fonctionnement de ces usines étaient uniquement des substances uranifères. Une des spécificités de ces installations réside dans la présence de contaminations radioactives liées à la présence d’isotopes de l’uranium, émetteurs de particules « alpha ». Les enjeux de radioprotection sont donc en grande partie liés au risque de contamination interne. Par ailleurs, ces installations sont également des installations anciennes, dont l’historique de fonctionnement est mal connu. La détermination de l’état initial, et en particulier des pollutions présentes dans les sols sous les structures, demeure donc un enjeu important. De plus, les procédés industriels mis en œuvre à l’époque impliquaient l’utilisation de substances chimiques toxiques en quantités importantes (par exemple le trifluorure de chlore ou l’acide fluorhydrique, ainsi que l’uranium lui‑même) : le confinement de ces substances chimiques représente donc également un enjeu sur ces installations et peut nécessiter la mise en place de moyens dédiés (ventilation, sas de confinement, masques de protection des voies respiratoires, etc.). 2.4 Les installations de l’aval du « cycle du combustible nucléaire » Les installations civiles de l’aval du « cycle du combustible » sont constituées des piscines d’entreposage des combustibles usés, des usines de traitement des combustibles usés et des entreposages des déchets du procédé de traitement. Ces installations, exploitées par Orano, sont situées sur le site de La Hague. La première installation de traitement de La Hague a été mise en service en 1966, initialement pour le traitement du combustible des réacteurs de première génération UNGG. Cette installation, l’INB 33, dénommée UP2‑400, pour « unité de production 2‑400 tonnes », a été définitivement arrêtée le 1er janvier 2004 avec ses ateliers support : la Station de traitement des effluents STE2 et l’atelier de traitement des combustibles usés AT1 (INB 38), l’atelier de fabrication de sources radioactives ELAN IIB (INB 47) et l’atelier « haute activité oxyde » (HAO), créé pour le traitement des combustibles des réacteurs à « eau légère » (INB 80). Certaines de ces installations ont connu des accidents qui ont conduit à PROJET « DECAP » L’ASN a autorisé, par décision du 18 août 2022, la mise en œuvre du procédé «DECAP» (Désentreposage des combustibles araldités de Pégase) au sein de l’INB 22, dénommée «Pégase» du CEA. Les «étuis araldités» sont des conteneurs métalliques étanches dans lesquels sont placés des assemblages de combustible usé, enrobés dans une résine durcissable permettant de les figer. Cette résine peut réagir avec la matière nucléaire par phénomène de radiolyse, créant des gaz susceptibles de provoquer à terme la déformation des étuis. Le procédé DECAP, en cours de mise en place dans l’installation Pégase ➊, consistera à reconditionner dans une cellule blindée ➌ l’ensemble des étuis araldités entreposés dans la piscine de cette installation, puis à les évacuer et à les entreposer dans l’installation Cascad ➋. Pour ce faire, plusieurs opérations seront réalisées : ཛྷ poinçonnage de la paroi de l'étui externe pour évacuer les gaz éventuellement accumulés, ཛྷ découpe de l’étui externe, ཛྷ extraction de l'étui interne, ཛྷ poinçonnage de la paroi de l'étui interne pour évacuer les gaz éventuellement accumulés, ཛྷ transfert de l’étui interne dans un conteneur dénommé « C3L » ➍. Le conteneur « C3L », similaire à ceux utilisés sur l’installation Cascad, permet, par l’intermédiaire d’un dispositif, de surveiller l’accumulation éventuelle de gaz. Il est à noter que l’ASN a prescrit, à la suite du dernier réexamen périodique de l’installation Pégase, le début des opérations de reconditionnement, au plus tard fin 2024. Le procédé DECAP permettra de répondre à cette prescription. Dans ce contexte, le CEA se fixe comme objectif de finaliser le reconditionnement des étuis de la piscine de Pégase d’ici la fin de l’année 2030. ➊ Pégase ➍ Conteneur « C3L » ➌ Cellule blindée ➋ Installation Cascad Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2022 355 • 13 • Le démantèlement des installations nucléaires de base 13 05 01 07 08 AN 04 10 06 12 14 03 09 11 02
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