BASSE-NORMANDIE

Il s’agit d’un atelier-pilote pour le retraitement du combustible de Rapsodie et la mise au point du procédé de retraitement du combustible RNR en général. AT1 a fonctionné de 1969 à 1979. La capacité nominale s’élevait à 1 kg/j.

Avant 1976, AT1 a retraité plus d’une tonne de Mox irradié jusqu’à 100 000 MWj/t, y compris un assemblage de Phénix [Sauteron 76]. La production totale avant l’arrêt définitif s’élevait à 1,094 kg de plutonium [Petitet 94].

Le démantèlement au niveau 3 a débuté en 1982 et s’est achevé en 2001. L'autorisation de démanteler entièrement le bâtiment sera incluse dans la demande d'autorisation de démantèlement de l'UP2-400 [ASN 09]. En octobre 2009, la seule autorisation de démantèlement de l'UP2-400 concerne HAO, qui n'inclut pas l'AT1.

Mise en service en 1966, l’installation UP2 était à l’origine consacrée au retraitement du combustible métal UNGG. Néanmoins, depuis 1976, l’usine traitait alternativement le combustible UNGG et, avec l’assistance d’un nouvel atelier de tête HAO (voir ci-dessous), le combustible REO. Le CEA avait prévu une capacité de 800 t/an de combustible UNGG, mais l’usine n’a jamais atteint ce niveau [Hirsch 90]. Entre 1966 et 1987, UP2 a retraité 4 895 t de combustible UNGG, qui provenaient des UNGG d’EDF et de Vandellos 1 en Espagne [Bourgeois 96]. En janvier 1987, UP2 a retraité pour la dernière fois du combustible UNGG. Le retraitement du combustible UNGG est depuis effectué à Marcoule.

L’usine a été financée à au moins 50 % sur le budget militaire du CEA. Le titre “1a)

Production de matières nucléaires de la loi de programmation militaire de 1965 à 1970” groupe “ les dépenses d’investissement et d’exploitation afférentes à la production de matières nucléaires à usage militaire. Ces dépenses ont financé ”, entre autres, “ l’achèvement, la mise en service et l’exploitation de l’usine d’extraction de plutonium de La Hague, dans la mesure où ce plutonium, extrait des combustibles irradiés dans les réacteurs d’EDF, sera destiné à des fins militaires ” [Tourrain 80].

UP2 transformait au moins une partie du nitrate de plutonium produit en plutonium métal. Le plutonium métal est utilisé d’ordinaire pour des fins militaires, quelquefois pour les besoins de réacteurs de recherche. Les installations d’élaboration du plutonium métal par calciothermie et fluoration ont été démantelées en 1977 [Moreau 88].

En raison de la décision d’EDF d’abandonner la filière graphite-gaz au profit de la filière REP, le CEA a construit l’atelier HAO (Haute activité oxyde), rattaché à UP2, pour effectuer le déchargement, le cisaillage, le découpage, et la dissolution du combustible des réacteurs à eau ordinaire. HAO est entré en service en 1976.

A partir de 1976 et jusqu’à la mise en service d’UP3, UP2 a retraité des combustibles oxydes provenant principalement des clients étrangers. Le CEA avait prévu une capacité nominale de 800 t/an de combustible REO pour UP2/HAO, mais en raison de problèmes techniques, il est devenu évident que ce chiffre ne pourrait pas être atteint. Même le traitement de 400 t par an n’a été atteint qu’en 1987.

Depuis sa mise en service en 1976 jusqu’à celle d’UP2-800 en 1994, UP2/HAO a retraité environ 4 100 t de combustibles REO. Entre 1979 et 1984, UP2/HAO a également retraité 10 t de combustibles Phénix par dilution avec des combustibles du réacteur Bugey 1 [Bourgeois 96].

Depuis l’automne 1994, les ateliers de manipulation de combustibles de haute activité d’UP2-400 ont seulement été utilisés pour des campagnes spéciales totalisant 44,4 t en deux campagnes : une en 1996 de 12,4 t, et une en 1998 de 32 t (4,9 t de MOX français dilué).. Tant que les autorisations ne permettent pas à UP2-800 et UP3 de retraiter les combustibles MOX et de réacteurs de recherche, c’est dans UP2-400 que COGEMA pourrait envisager le retraitement de ce type de combustible.

La Cogéma a mis à l’arrêt les ateliers de purification de l’uranium et du plutonium d’UP2-400 (appelés respectivement Moyenne Activité Uranium - MAU et Moyenne Activité Plutonium - MAPu) en 2001-2002.  Sous pression de la DSIN, la Cogéma a mis à l’arrêt définitive toute l'installation UP2-400  le 1 janvier 2004 . [DISN 99, 00, ASN 05].

Afin d'effectuer les opérations qu'implique la Cessation Définitive des Opérations (CDE) et pour s'occuper des déchets, la Cogéma a mis en place un projet nommé ORCADE. En 2005-2006, l'exploitant a démantelé certains équipements, en particulier des boîtes à gants et des cisailles, dans les ateliers MAPu et HAO/Sud et a demandé la poursuite du démantèlement de l'équipement en 2008.

Toutefois, l'ASN a demandé à plusieurs reprises à la Cogéma et à son successeur Areva NC de soumettre un dossier d'obtention d'autorisation de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement complet de l'UP2/HAO et de l'installation STE2 de traitement des déchets. Areva a déposé le dossier pour l'atelier HAO en février 2008, et une enquête publique sur ce dossier fut menée en novembre de la même année [ASN 08]. Le 31 juillet 2009, le décret n°2009-961 a donné l'autorisation à Areva NC de commencer le travail de démantèlement et de mise à l’arrêt définitif de l'atelier HAO (INB 80) – opération connue sous le nom de MAD/DEM. Cependant, l'atelier HAO continuera à recevoir du combustible ne pouvant être reçu ni par l'UP2-800 ni par l'UP3 jusqu'à ce que les aménagements de réception de l'une de ces installations soient modifiés.

Grâce au regroupement des équipements de l'installation, souligné dans le décret du 10 janvier 2003 autorisant les rejets gazeux et liquides provenant de La Hague, HAO est constitué des ateliers suivants : l'atelier dit « HAO/Nord » (bâtiment 1080) ; l'atelier dit « HAO/Sud » (bâtiment 1082) ; le « bâtiment Filtration » (bâtiment 1085) ; le « Silo HAO » (bâtiment 1081) et le stockage organisé des coques, dit « SOC » (bâtiments 1021, 1023 et 1220). Le but du démantèlement est de préparer des bâtiments pour être utilisés à des fins industrielles non-radioactives.

MAD/DEM doit s'achever au plus tard le 31 décembre 2033. Le travail sera divisé en 3 étapes :

Lors de l'étape 1 :

–      l'atelier HAO/Sud, hormis les cellules 903 et 904, sera vidé et assaini;

-   l'atelier HAO/Nord continuera à recevoir, décharger et transférer des éléments combustibles provenant de réacteurs de test et de recherche ; à les préparer ainsi que d'autres combustibles irradiés pour leur traitement ; et à désentreposer les combustibles de type MOX non irradiés pour permettre leur traitement. Le 31 décembre 2015 au plus tard, les piscines de l'atelier HAO/Nord seront maintenues en eau mais ne contiendront plus de combustibles. Elles pourront contenir des paniers vides ou remplis de pièces métalliques ;

-   Les déchets du Silo HAO seront repris et conditionnés. A la fin de l'étape 1 et au plus tard en 2022, tous les déchets du Silo HAO auront été évacués.

Lors de l'étape 2 :

–      L'atelier HAO/Nord sera démantelé ;

-   Les cellules 903 et 904 de l'atelier HAO/Sud seront démantelées et assainies ;

-   Les déchets du SOC seront repris et conditionnés.

Lors de l'étape 3 :

–      Le Silo HAO, le SOC et le « bâtiment Filtration » seront démantelés.

                                                                                                                            --HAO actualisé le 1 september 2009, traduction Laurienne Bernard-Mazure

UP2-800, installation destinée à retraiter essentiellement le combustible EDF, présente une capacité nominale de 800 t/an de combustible. Cogéma a annoncé la mise en service d’UP2-800 en 1994, quand les ateliers R1 et R2 sont entrés en service. Selon la Cogéma, UP2-800, à la différence d’UP3, est conçue pour retraiter le combustible Mox.

UP2-800 utilise certains des ateliers d’UP2-400. Parmi les installations construites exprès pour UP2-800, on trouve:

--R1 : atelier de cisaillage et dissolution dans deux lignes, dont une sera plus tard destinée à la manipulation de Mox.

----------URP. R1 est le site de l’Unité de redissolution de plutonium (URP), destinée à dissoudre les résidus provenant des installations de retraitement ou de la fabrication de Mox. Si elle obtient l’autorisation de le faire, Cogéma retraitera dans l’URP les rebuts provenant des installations des autres sites, notamment ATPu à Cadarache et Melox à Marcoule. Cette unité peut dissoudre 30 kg/j de rebuts d’uranium et de plutonium en utilisant une solution nitrique d’ions d’Ag (II) électrogénérée (une forme d’argent). URP possède également la capacité d’extraire l’américium du plutonium.

--R2: atelier pour la séparation de l’uranium et du plutonium des produits de fission, pour la séparation de l’uranium et du plutonium l’un de l’autre, et la concentration de l’uranium et du plutonium.

---------UCD. R2 est le site de l’Unité centralisée de traitement des déchets à émetteurs alpha UCD. UCD a été conçu pour la décontamination des déchets contaminés au plutonium provenant des usines de la Cogéma. En 1994, la Cogéma prévoyait d’installer trois lignes : la ligne A pour les cendres provenant de l’incinération, et les lignes B et C pour les autres déchets à teneur élevée en plutonium –( plastiques, métaux, comprenant entre autres les fûts vides de PuO2) [Mouliney 94]. Dans chacune de ces lignes, les déchets sont lavés avec une solution nitrique d’ions AgII électrogénérés. Les déchets décontaminés sont ensuite destinés à un entreposage à faible profondeur ou en dépôt dans les formations géologiques profondes, en fonction de leur radioactivité résiduelle. La solution à haute teneur en plutonium est alors purifiée et envoyée à la source de retraitement principale d’UP2-800. L’argent est récupéré du fonds des colonnes de lavage, et réutilisé comme réactif.

La ligne B est en activité depuis 1997. Nous ne savons pas si la ligne C est en activité ni si des cendres ont été traitées. La Cogéma compte récupérer au moins 98 % du plutonium présent dans les cendres, ce qui n’est pas suffisant pour permettre l’expédition des cendres vers un centre de l’Andra [Izquierdo 98, Marc 98]. Si elle reçoit l’autorisation, la Cogéma traitera dans l’UCD les déchets contenant du plutonium provenant de Melox et d’autres installations

--R4: atelier de purification, de conversion en oxyde et de premier conditionnement de l'oxyde de plutonium

--R7 : atelier de vitrification.  En 2009 dans R7, un four à fusion est en cours de remplacement par un creuset froid, de manière à permettre à Areva de vitrifier les déchets liquides corrosifs du combustible uranium-molybdène utilisé dans les premiers réacteurs au graphite-gaz [NucF 3.xi.08, lettre d'ASN du 4.viii.09].

L’usine UP2-800 fonctionnera jusqu’en l’an 2001 environ selon le schéma suivant :

--la réception et le stockage des combustibles irradiés dans la piscine NPH d’UP2-400 (“aménagée pour etre mise au niveau de sûreté des installations UP2 800”).  Le déchargement s'effectue sous l'eau;

--le cisaillage et la dissolution dans R1 ;

-- la séparation de l’uranium et du plutonium et des produits de fission, et la concentration des solutions de produits de fission dans R2;

--la purification de l’uranium et du plutonium dans MAU (Moyenne activité uranium) et MAPu (Moyenne activité plutonium) de l’usine UP2-400 ;

-- le stockage des solutions de produits de fission dans les ateliers SPF 4, 5, et 6de l’UP2-400 ;

--la vitrification des produits de fission, dans R7 ;

--l’entreposage du dioxyde de plutonium (PuO2) dans BST1 de l’usine UP2-400 (BST1 sert à entreposer jusqu’à 10 t de plutonium sous forme de PuO2) ;

--l’entreposage du nitrate d’uranyle à la STU de MAU. (Le stockage présente une capacité de 900 m3, représentant 360 t d’uranium, répartie en 18 cuves [DSIN 98, Delange 90].)

Aux environ de 2001-2002, R4, un nouvel atelier mis en service dans UP2-800, remplacera MAPu pour la purification de plutonium [DSIN 99]. [Pour le remplacement du MAU, voir ci-dessous.]

L’usine UP3, avec une capacité nominale de 800 t de combustible par an, a été préfinancée par des contrats passés par la Cogéma avec vingt-sept exploitants étrangers de centrales nucléaires, pour le retraitement d’environ 7 000 t de combustibles irradiés pendant 10 ans. Les compagnies d’électricité en question sont allemandes, belges, japonaises, néerlandaises, suédoises et suisses. La mise en service industriel a eu lieu en 1990. Bien que l’usine n’ait pas été initialement conçue pour le traitement du Mox, la Cogéma cherche à obtenir l’autorisation d’y retraiter du Mox de la même façon que dans l’usine UP2-800.

Parmi les installations, nous pouvons citer :

--T1:  atelier de cisaillage des éléments combustibles, de dissolution et de clarification des solutions obtenues.  L'atelier inclut une ligne spéciale d'équipement mécanique destinée à manipuler l'uranium hautement enrichi sans présenter de danger de criticité [NucF 4.vii.05].

--T2: séparation de l’uranium, du plutonium et des produits de fission et concentration /entreposage des solutions de produits de fission;

--T3 : la purification de nitrate d’uranyle ;

--T4: atelier pour la purification, la conversion en oxyde et le conditionnement du plutonium. Il comporte une unité de dissolution qui, tout comme l’URP, peut récupérer le plutonium des rebuts et le recycler dans le procédé;

-- T5 : stockage de nitrate d’uranyle. Le stockage présente une capacité de 2000 m3, représentant 800 t d’uranium, répartie en 10 cuves [Delange 90] ;

--T7 : vitrification ;

--BSI : stockage et expédition de conteneurs de PuO2. BSI sert à l’entreposage de PuO2 contenant jusqu’à 30 t de plutonium dans des cages aménagées dans des fosses ventilées.

--Entreposage pour la solution de produits de fission concentrée. La capacité totale est de 960 m3 [Delange 90].

Des transformations de l’atelier T3, effectuées en 2000 [DSIN 00], permettront à l’atelier T3 de remplacer le MAU. Le nitrate d’uranyle provenant de l’atelier R2 d’UP2-800 sera expédié par canalisation jusqu’à l’atelier T3, où il sera purifié en une seule étape, par les équipements qui avaient initialement été construits pour un troisième cycle. Le dispositif pour le troisième cycle n’est pas utilisé actuellement, parce que le nitrate d’uranyle produit à UP3 est purifié jusqu’au niveau requis en deux cycles seulement [Cogémag xi-xii.96/i.97].

Le combustible en attente de retraitement dans UP2-800 et UP3 est entreposé dans les piscines ayant une capacité totale de 14 390 t d’uranium métal contenu dans les éléments avant irradiation: HAO (400 t), NPH (A + B, 2 000 t), C (UP2, 3 590 t), D (UP3, 3 490 t), et E (UP3, 4 910 t) [Regnier 94a]. 

Dans l'intention d'augmenter la capacité des piscines de l'UP2-800 et de l'UP3, Cogéma a obtenu en 2003 l'autorisation de porter la contenance de C à 4800 tonnes, celle de D à 4600 tonnes et celle de E à 6200 tonnes. La capacité de NPH, à l'origine située dans l'UP2-400 mais considérée comme faisant partie de l'UP2-800, fut laissée à 2000 tonnes [JO 11.i.05]. Par conséquent, Cogéma est autorisée à stocker 17 600 tonnes de métal contenant de l'uranium et du plutonium au sein de l'UP2-800 et de l'UP3 [JO 11.i.05]. En octobre 2008, l'Areva n'avait pas encore installé les casiers compacts qui lui permettraient de profiter de l'augmentation autorisée [NucF 20.x.08]. Ces piscines sont sous le contrôle de l'AIEA et d'Euratom.

Au 31 décembre 2008, 9179 tonnes de métal contenant de l'uranium et du plutonium, calculées avant l'irradiation, étaient entreposées dans des piscines en attendant d'être retraitées à La Hague. 99,9 % de ces 9179 tonnes étaient d'origine française [ArevaTraitLH 08].

 La chaleur produite par la désintégration des matières fissiles dans ces piscines [à La Hague] est évacuée de manière continue par un système compliqué de circuits de refroidissement et d’échangeurs pour éviter l’ébullition et l’échappement de radionucléides [Hirsch 90].

                                                                                                                                                                                        --actualisé 26/10/09

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