2.3 LES INSTALLATIONS DE L’AMONT DU «CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE» Deux installations de l’amont du «cycle du combustible» sont en démantèlement. Elles sont situées sur le site du Tricastin, l’une spécialisée dans l’enrichissement de l’uranium par diffusion gazeuse (usine Georges Besse I – INB 93), l’autre dans la conversion de l’uranium (usine ex-Comurhex – INB 105). 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 des ateliers support : la 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 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 une contamination des locaux et de leur environnement proche, comme l’incendie du silo 130 appartenant à l’INB 38 en 1981. Contrairement aux déchets conditionnés directement en ligne que produisent les usines en fonctionnement (usines de traitement d’éléments combustibles irradiés provenant des réacteurs nucléaires à eau ordinaire – UP2‑800 et UP3‑A), la majeure partie des déchets produits par la première usine de retraitement ont été entreposés sans être traités ni conditionnés. Le démantèlement se fait donc en parallèle des opérations de RCD. Actuellement, une dizaine de projets de ce type sont en cours dans les ateliers anciens (silos STE2, 115 et 130 dans l’INB 38, silo HAO dans l’INB 80). Ils vont se dérouler sur plusieurs décennies et sont un préalable au démantèlement complet de ces ateliers, alors que le démantèlement des parties de procédé de l’usine se poursuit avec des techniques plus classiques. 2.5 LES INSTALLATIONS SUPPORT (ENTREPOSAGE, TRAITEMENT DES EFFLUENTS ET DE DÉCHETS RADIOACTIFS) Un bon nombre de ces installations, la plupart mises en service dans les années 1960, dont le niveau de sûreté n’était pas conforme aux meilleures pratiques actuelles, ont été arrêtées. Les anciennes installations d’entreposage n’ont pas initialement été conçues pour permettre l’évacuation de leurs déchets et, pour certaines, le stockage de ces déchets y était envisagé comme définitif. À titre d’exemples, on peut citer les silos de Saint‑Laurent‑des‑Eaux (INB 74), les fosses, tranchées et hangars du Parc d’entreposage des déchets radioactifs (INB 56), les puits de la ZGDS (INB 72) et de l’installation Support (INB 166). La reprise des déchets y est complexe et s’étendra sur plusieurs décennies. Les déchets doivent être ensuite conditionnés et réentreposés dans de bonnes conditions de sûreté. De nouvelles installations de conditionnement et d’entreposage sont ainsi en projet ou en cours de construction. Les STE ont quant à elles été arrêtées du fait de leur vieillissement ou de l’arrêt du fonctionnement des installations productrices des effluents destinés à ces stations. À titre d’exemples, on peut citer l’INB 37-B de Cadarache et la STE2 de l’usine de La Hague (INB 38). Les difficultés associées au démantèlement des STE dépendent étroitement des conditions de l’arrêt de ces dernières, en particulier de leur vidange et du rinçage des cuves. Le démantèlement de ces installations support soulève de nombreuses problématiques. D’une part, la méconnaissance de l’historique d’exploitation et de l’état de l’installation à démanteler (prise en compte de la corrosion de fûts de déchets ou de la pollution des sols résultant d’événements significatifs survenus lors de l’exploitation, par exemple) nécessite une caractérisation préalable des déchets anciens entreposés et des boues ou dépôts présents dans certaines cuves. D’autre part, tenant compte des quantités, des formes physico‑chimiques, de la radiotoxicité des déchets contenus dans ces installations, l’exploitant doit développer des moyens et des compétences faisant appel à des techniques d’ingénierie complexes (radioprotection, chimie, mécanique, électrochimie, robotique, intelligence artificielle, etc.). En effet, ces déchets sont très irradiants et hétérogènes, étant composés d’éléments de structure issus du traitement de combustibles, de déchets technologiques, de gravats, de terres, de boues. Certains déchets ont été entreposés en vrac, sans tri préalable. Les opérations de reprise nécessitent donc des moyens de préhension téléopérés, des systèmes de convoyage, de tri, des systèmes de pompage des boues et de conditionnement des déchets. Le développement de ces moyens et la réalisation des opérations dans des conditions acceptables de sûreté et de radioprotection constituent un enjeu majeur pour l’exploitant. Ces opérations pouvant durer plusieurs décennies, la maîtrise du vieillissement des installations est aussi un défi. Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2023 363 • 14 • Le démantèlement des installations nucléaires de base 05 15 08 11 04 06 07 13 AN 03 10 02 09 12 14 01
RkJQdWJsaXNoZXIy NjQ0NzU=