Approximativement 95 % de la masse du combustible irradié correspond à l’uranium et environ 1 % au plutonium, les autres transuraniens pouvant représenter jusqu’à 0,1 %.  Les produits de fission représentent environ 4 % [Areva TraitLH 08]. Le retraitement est destiné à séparer l’uranium et le plutonium l’un de l’autre, ainsi que des produits de fission et des autres transuraniens.  Cogema a déclaré qu’elle récupérait 99,88 % de l’uranium et du plutonium au cours du retraitement à La Hague [Wise 97). Les 0,12 % non récupérés restent dans les déchets, essentiellement dans la solution de produits de fission et de transuraniens. Auparavant, le pourcentage qui n’était pas récupéré était plus important.

En dehors de la quantité chiffrée de l’uranium et du plutonium mélangée avec les déchets, il y a toujours dans une usine de retraitement une différence entre les quantités mesurées qui entrent et les quantités mesurées qui sortent : on appelle celle-ci « l’écart définitif ».

A La Hague, depuis 1977, tout le plutonium est transformé en PuO2. Le PuO2 est conditionné dans des boîtes en inox d’une contenance de l’ordre de 3 kg par boîte. Quatre à cinq de ces boîtes sont mises dans des étuis soudés, puis les étuis sont déposés dans des conteneurs étanches, qui sont eux-mêmes entreposés dans BSI (UP3) et dans BST1 (UP2-400 mais utilisé par UP2-800) [Cogéma 92b].

Un stockage prolongé du plutonium séparé réduit sa valeur énergétique par la diminution de son contenu en isotopes fissiles, et augmente les problèmes de radioprotection lors de sa manipulation.  Le plutonium 241 décroît avec une période de 14 ans en donnant par filiation de l’américium 241, qui décroît par désintégration alpha en neptunium 237, selon une période de 458 ans. L’américium 241 est un émetteur gamma très puissant ; le neptunium 237 est un émetteur alpha avec une période de 2 millions d’années.  Une séparation de l’américium-241 du plutonium est possible, mais génère de nouveaux déchets (voir Valduc) et coûte cher (entre 50 et 75 francs par gramme de plutonium) [Bemdem 90].

L’uranium, sous forme de solution de nitrate d’uranyle, d’ordinaire à 400 g/l, est entreposé dans l’atelier MAU dans UP2-400 et dans l’atelier T5 dans UP3, qui peuvent permettre l’entreposage d’un maximum de 1260 t d’uranium.

Les contrats de retraitement d’UP3 avec les clients étrangers prévoient le stockage gratuit par Cogema du plutonium produit pendant une période de deux mois.  Si le client souhaite un stockage du plutonium à long terme, il doit en avertir Cogema au moins quatre ans à l’avance et payer pour l’entreposage. Pour le nitrate d’uranyle, les contrats d’UP3 prévoient le stockage gratuit pour une durée limitée à trois mois.  Si l’électricien souhaite un stockage prolongé, il doit le notifier à Cogema au moins trois ans à l’avance [Wise 94a].

Les effluents atmosphériques radioactifs proviennent de la dissolution du combustible irradié, de la calcination des liquides de haute activité pendant la vitrification, de l’air des systèmes d’aération des installations, et probablement également des unités d’évaporation.  Ils sont rejetés dans l’environnement après décontamination partielle dans les ateliers où ils sont produits.

Depuis 2007, La Hague est autorisée à rejeter chaque année les effluents gazeux ou aérosols radioactifs suivants : 150 TBq de tritium, 0,018 TBq d’iode radioactive, 470 000 TBq de gaz rares radioactifs dont le krypton, 28 TBq de carbone 14, 0,001 TBq d’autres émetteurs bêta et gamma artificiels, and 0,00001 TBq d’émetteurs alpha artificiels [JO 10/01/07]. Un décret du 27 février 1984 autorisait le rejet annuel de 2 200 000 GBq de tritium, 480 000 000 GBq de krypton 85, 110 GBq d’halogènes, et 74 GBq d’aérosols. Une importante révision, notamment l’introduction d’une limite sur le carbone 14, a été effectuée en 2003 et des modifications mineures ont été apportées en 2007. En 2003, pour la première fois, des limites ont été fixées pour les rejets atmosphériques de substances chimiques.

Les radioisotopes qui contribuent le plus à la radioactivité des effluents gazeux sont :

--le tritium. Moins de 1 % du tritium présent dans le combustible irradié passe dans le gaz de dissolution (environ 50 % restent piégés dans les coques ; le reste passe sous forme d’eau dans la solution acide de dissolution) ;

--le krypton 85 contenu dans le combustible irradié passe en totalité dans les effluents gazeux ;

--le carbone 14 

--l’iode 129. L’iode 129 présent dans le combustible irradié est rejeté en quasi-totalité, mais seule une petite partie se trouve dans les gaz de dissolution ;

--des aérosols, notamment des fines particules d’uranium et de plutonium.

Le tritium et le krypton 85 qui passent dans les effluents gazeux sont rejetés en totalité. Selon Areva, plus de 96 % de l’iode gazeux est absorbé par des solutions sodiques qui sont ensuite diluées dans de l’eau tritiée. Le carbone 14 est absorbé en partie par des solutions contenant de la soude qui sont ensuite diluées dans de l’eau tritiée. La majeure partie de l’iode gazeux restant est piégée dans des filtres conçus pour cet élément [ArevaSNR LH 08, p. 38]. Un système de filtration, d’une efficacité de 99,9 % selon Areva, est destiné à piéger les aérosols.

Les rejets d’effluents gazeux radioactifs déclarés par Areva en 2008 ont été de 46,4 TBq of tritium ; 0,00714 TBq d’iode radioactif ; 155 000 TBq de gaz rares, en particulier de krypton 85 ; 13,5 TBq de carbone 14 ; 0,0001 TBq d’autres émetteurs bêta et gamma, and 0,0000018 TBq d’émetteurs alpha [ArevaSNR LH 08].

--LES SOLVANTS ORGANIQUES. Le traitement génère un diluant et un solvant à base de TBP concentré, tous deux décontaminés. Ils sont réutilisés, ainsi qu’une solution (environ 1 % du solvant de départ) qui contient presque toute l’activité.  Cette dernière est traitée dans l’Atelier MDS (Atelier de minéralisation des solvants), qui a été mis en service en 1998 près du bâtiment de stockage des solvants usés de STE-3.

Dans l’atelier MDS, le TBP usé, mélangé à 40 % d’huiles usagées ou de diluant, est mélangé à de l’eau de chaux contenant du magnésium, et est utilisé pour alimenter un réacteur à pyrolyse dans lequel la chaleur permet l’évaporation de l’eau et du diluant, et aboutit à une réaction chimique du TBP avec l’hydroxyde de magnésium.  Ce processus sépare ces produits en un flux gazeux d’une part (butène, butanol, vapeur de dodécane, azote et vapeur), et des cendres d’autre part (un mélange d’oxyde de magnésium et de phosphates). Les cendres sont mélangées à du ciment, consolidées par une injection de ciment, puis emballées dans des fûts pour être expédiées vers l’Andra, pour enfouissement à faible profondeur.  Les gaz sont filtrés afin d’en séparer les fines poussières de phosphates de magnésium et de magnésie.  La radioactivité reste présente dans les poussières.  Les vapeurs sont incinérées et les effluents gazeux émis par l’incinération épurés, filtrés et rejetés par une cheminée.  Notre source d’information ne précise pas ce qu’il advient des poussières.  La production prévue initialement pour l’atelier MDS est de 3 kg de TBP/heure [Moulin 98].

Les solvants considérés comme « très faiblement » ou « faiblement » contaminés peuvent être envoyés à l’usine Centraco de Socodei, à Marcoule, pour incinération. Les cendres provenant de l’incinération sont conditionnées dans du ciment et placées dans des châteaux métalliques pour transport jusqu’à Soulaines [Socodei 07; ArevaSNR LH 08].

--LA SOLUTION ACIDE DE TRÈS HAUTE ACTIVITÉ comprenant les produits de fission et les transuraniens.  Elle est concentrée par évaporation, stockée durant une année afin d’en réduire l’activité, et ensuite vitrifiée avec d’autres matières dans les ateliers R7 et T7.

Cogema a vitrifié le stock liquide de produits de fission provenant des combustibles REP retraités dans UP2 et UP2-400, en attente de vitrification quand R7 a été mis en service.  Actuellement, les solutions sont vitrifiées au fur et à mesure.

Les déchets vitrifiés sont coulés dans des conteneurs en acier inoxydable, d’une contenance de 150 litres.  Chaque atelier a la capacité de traiter 60 l/h de déchets et de produire 600 conteneurs soit 240 t (ou 90 m3) de verre par an. R7 a une capacité d’entreposage de 4 500 conteneurs et T7 de 3 600 conteneurs.  L’installation E-EV-SE, une extension modulaire de T7, peut servir à entreposer 4 000 conteneurs sans augmentation de sa capacité actuelle.  Des déchets vitrifiés sont également entreposés dans NPH. Areva prévoit de construire une extension de E-EV-SE pour 2012 [NucF 3.xi.08].

À la fin de 2007, un total de 9 088 conteneurs, représentant un volume de 1 488 m3 de déchets vitrifiés, a été entreposé à La Hague [Andra 09, pp. 54 et 125]. En 2008, 793 conteneurs de déchets vitrifiés ont été produits, et à la fin de l’année 9541 conteneurs de ce type étaient entreposés à La Hague (certains ayant été envoyés à l’étranger) [ArevaSNR LH 08].

Selon Cogema, ces déchets renferment 99 % de l’activité des combustibles irradiés, mais représentent environ 3,5 % de leur masse [Cogema 92b].  En raison de la concentration de la radioactivité, une dose létale serait atteinte à un mètre en moins d’une minute.  La forte émission thermique de ces déchets impose un stockage intermédiaire pendant au minimum 30 ans avant stockage définitif [Wise 94a].

--LES EFFLUENTS ACIDES DE MOYENNE ET BASSE ACTIVITÉ. La plupart sont traités puis réutilisés ou vitrifiés selon leur niveau de radioactivité.

--LES SOLUTIONS BASIQUES. Elles sont évaporées et les concentrés sont vitrifiés avec les autres déchets de très haute activité.

--LES AUTRES EFFLUENTS AQUEUX. Ces effluents proviennent du traitement des effluents gazeux, des piscines de stockage du combustible, des opérations diverses de nettoyage, et des laboratoires.

Avant la mise en service de STE3, STE1 et STE2 traitaient, principalement par coprécipitation, les effluents provenant d’UP2.  Les boues produites dans STE2 étaient entreposées en vrac dans six cuves situées dans cette installation. Selon l’Andra ces cuves contenaient encore 9 077 m3 de boues, représentant 0,12 EBq, à la fin de 2008 [AndraInv 09]. (Une expérimentation de conditionnement des boues dans du bitume a entraîné la production de 340 fûts de déchets.)

Depuis 1989 environ, STE3-T traite la plupart des effluents provenant d’UP2 et d’UP3, également par coprécipitation.  STE3-B procède à l’enrobage dans du bitume des boues issues de ce traitement. Les boues sont entreposées en conteneurs dans STE3-B ainsi que dans une extension de STE3, D/E-EB.  Chaque installation a une capacité d’entreposage de 20 000 fûts. Fin 2007, STE3 contenait 10 572 fûts, représentant une activité de 10,55 PBq, en grande partie en émetteurs bêta [AndraInv 09].

Cogema prévoyait de mettre à l’arrêt, vers la fin 1995, les unités servant à la coprécipitation et à l’enrobage dans du bitume [Bonnet 95]. Ces unités sont toujours en service, mais elles manipulent des quantités réduites d’effluents. En 2008, dans des conditions normales de fonctionnement, il n’y a eu pratiquement aucune production de déchets bitumés [ArevaSNR LH 08]. Afin de diminuer sa dépendance vis-à-vis de ces installations, Cogema a installé de nouvelles unités d’évaporation. Au lieu de traiter tous les effluents par floculation et décantation pour produire des boues renfermant la plus grande partie de la radioactivité, et incorporer les boues dans du bitume, les effluents sont traités en grande partie par évaporation, en produisant des concentrés renfermant eux aussi la plupart de la radioactivité, et en incorporant les concentrés dans les verres.

Les effluents liquides produits par les différents ateliers, lorsque leur radioactivité le justifie, sont traités dans les Stations de traitement des effluents où ils subissent des traitements chimiques pour les neutraliser ou les décontaminer. Ils sont ensuite filtrés, contrôlés et rejetés dans la Manche au moyen d’une conduite dont l’extrémité est située dans le courant du Raz Blanchard. La conduite a un parcours souterrain de 2 500 mètres en zone terrestre puis de 5 000 mètres en zone maritime [ArevaSNR LH]. Une ancienne conduite de rejet, qui n’était plus utilisée, a été démantelée en 2001-2003.

Depuis 2007, La Hague est autorisée à rejeter chaque année en effluents liquides 18 500 TBq de tritium, 2,6 TBq d’iode, 42 TBq de carbone 14, 11 TBq de strontium 90, 8 TBq de césium 137, 0,5 TBq de césium 134, 15 TBq de ruthénium 106, 1,4 TBq de cobalt 60, 60 TBq d’autres émetteurs bêta et gamma, and 0,14 TBq d’émetteurs alpha [JO 10/01/07].  Le décret du 28 mars 1984 autorisait le rejet annuel de 37 000 000 GBq de tritium, 220 000 GBq de strontium 90 et de césium 137, 1 700 GBq d’émetteurs alpha, et 1 700 000 GBq d’émetteurs bêta/gamma autres que le tritium. Comme dans le cas des effluents gazeux, l’autorisation de 1984 a été substantiellement révisée en 2003 et légèrement modifiée en 2007.

En 2003 les rejets des effluents chimiques ont été soumis à des limitations pour la première fois. Ces effluents contiennent des composés et des éléments chimiques en solution (acides ou bases, sels, métaux, produits organiques). Plus de vingt d’entre eux doivent maintenant être déclarés à l’ASN. Selon les chiffres d’Areva, ce sont sont les nitrates (2 390 t en 2008) et les nitrites (inférieurs ou égaux à 34 t en 2008) qui représentent les plus grandes quantités de rejet [ArevaSNR LH 08].

Les effluents liquides appartiennent à la catégorie « V » si leur activité bêta hors tritium est inférieure à 1,85 MBq par litre et si l’activité alpha est inférieure à 3,7 kBq par litre. Les autres effluents radioactifs appartiennent à la catégorie « A ». En 2008 La Hague a rejeté en mer 1607 m3 d’effluents « A » et 98 928 m3 d’effluents « V ». Elle a aussi rejeté par la conduite 574 850 m3 d’eau provenant de différents réseaux d’eaux pluviales et de drainage souterrain [ArevaSNR LH 08].

Selon les déclarations d’Areva, en 2008, les rejets en mer de liquides radioactifs contenaient 8 190 TBq de tritium ; 1,06 TBq d’iode ; 6,24 TBq de carbone 14; 0,17 TBq de strontium 90 ; 1,0 TBq de césium 137 ; 0,075 TBq de césium 134 ; 3,37 TBq de ruthénium 106; 0,12 TBq de cobalt 60 ; 4,18 TBq d’autres émetteurs bêta et gamma ;  et 0,020 TBq d’émetteurs alpha [Areva SNR LH 08].  

Selon l’Andra, l’Agence nationale des déchets radioactifs, entre la date de sa création et la fin 2007, le site de La Hague a produit les volumes totaux de déchets suivants (en équivalent mètres cubes après conditionnement) :

Haute activité  1 650 m3

Moyenne activité – vie longue   19 171 m3

Faible activité – vie longue         4 952 m3

Faible et moyenne activité – vie courte      156 213 m3

Très faible activité                 17 113 m3.

Ces déchets comprennent les produits solides résultant du traitement des effluents liquides et gazeux décrits plus haut et les catégories de déchets solides décrites ci-dessous [AndraSyn 09

-GAINES ET COQUES.

Les gaines et cartouches (magnésium et graphite) provenant du combustible UNGG sont entreposées en vrac sous eau dans des silos sur la zone nord-ouest du site.  Actuellement, les silos 115 et 130 contiennent au total 1055 t de magnésium, graphite et métal [ArevaSNR LH 08, p. 57] qui représentaient en 2000, selon l’ANDRA 24 TBq d’activité alpha 2,2 PBq d’activité bêta/gamma [Andra 00].

Les coques et embouts provenant du combustible REP retraité dans UP2/HAO ont été entreposés en vrac sous eau dans un silo à proximité de l’installation HAO. Depuis 1988, ils sont stockés dans des conteneurs fermés rangés dans des vieilles piscines d’entreposage pour combustible irradié [MinIn 90, Andra 96]. En 1999, HAO, S1, S2, et S3 servaient à l’entreposage de 2 245,4 t de déchets [Andra 00].

Les coques et embouts provenant du combustible REP retraité dans UP3 et UP2-800 étaient cimentés, puis entreposés dans les installations EDS et l’extension D/E-EDS.  Cette pratique a pris fin en 1995, et a été remplacée par un stockage sous eau, dans l’attente de la mise en service de l’Atelier de compactage des coques (ACC). À la fin de 2007, 1518 châteaux de coques et embouts cimentés étaient entreposés à La Hague. Leur radioactivité totale était de 0,35 EBq, en grande partie issue des produits d’activation [Andra Inv. 09]. L’ACC, qui a été mis en service en 2001, permet le compactage des coques, des embouts et des déchets technologiques qui requièrent un stockage géologique en profondeur.  Les déchets sont compactés sous forme de disques et stockés dans des conteneurs CSD-C (conteneurs universels), identiques en forme et en taille aux conteneurs de déchets vitrifiés. Selon une source, la plus grande partie des déchets technologiques compactés proviennent de l’usine de La Hague et certains de l’usine Melox [Chotin 98]. Les emballages produits par l’ACC sont entreposés dans le bâtiment ECC. La DSIN a autorisé l’entreposage dans une piscine d’UP2-400 de 700 litres de coques de Mox et de combustible U02, initialement entreposées dans l’Atelier pilote de Marcoule [DSIN 99]. Il semble que ces coques étaient destinées à être compactées dans l’ACC. À la fin de 2007, 6 089 conteneurs de coques et embouts compactés étaient entreposés à La Hague. Ils présentent une activité bêta de 818 PBq [AndraInv 09].

--FINES de cisaillage et fines de dissolution. Elles sont actuellement vitrifiées avec la solution de produits de fission. Dans le passé, elles étaient stockées avec les gaines et les coques.

--DÉCHETS BITUMÉS. Voir plus haut « les autres effluents aqueux ». Ces déchets présentent une activité alpha supérieure à 3,7 GBq/t et ne peuvent pas être expédiés à l’Andra [Pradel 95].

--DÉCHETS TECHNOLOGIQUES. Ces déchets sont décontaminés si nécessaire, préconditionnés dans des fûts standard de 120 litres, puis conditionnés par cimentation ou compactage [ArevaSNR LH 09]. Depuis 1990, l’atelier AD2 regroupe et conditionne les déchets technologiques provenant des usines UP2 et UP3. La plupart des déchets technologiques cimentés peuvent aller dans un site de l’Andra [Pradel 95]. Les déchets irradiants ou trop contaminés en émetteurs alpha pour être expédiés à l’Andra sont entreposés à La Hague dans AD2 et EDS.  Les ateliers R1 et T1 peuvent également servir à conditionner et stocker des déchets technologiques. L’atelier de compactage qui traite les coques et embouts devait également traiter les déchets technologiques provenant de la Zone 4, la zone de procédé [Ledermann 96].

--RÉSINES. Des résines sont utilisés pour nettoyer l’eau des piscines d’entreposage. À la fin de 2007, 332 m3 de deux catégories de résines et 51 t des deux autres catégories étaient stockés à La Hague en attente de conditionnement [AndraInv 09]. La radioactivité des résines est pour l’essentiel due au cobalt-60. L’Atelier de conditionnement des résines (ACR) sert à conditionner les résines sous forme de microbilles ou de résines broyées. Les résines sont concentrées par décantation naturelle ; prétraitées avec du calcium pour les empêcher de réagir avec le ciment ; mélangées avec du ciment ; et coulées dans des fûts métalliques qui sont entreposés dans des châteaux blindés prêts pour un « stockage à faible profondeur ». L’ACR devait avoir une capacité nominale de 200 fûts de 400 litres par an et une capacité maximale de 300 fûts par an [Guerrand 98; ArevaSNR LH 08].

--AUTRES DÉCHETS. Parmi les autres déchets présents à La Hague déclarés en 2009 figurent les concrétions provenant du nettoyage de la conduite de rejet (45 m3) [Andra Inv 09] et 6 538 fûts de déchets technologiques présentant une contamination alpha, transportée depuis des usines de fabrication du MOX et entreposés dans le Bâtiment 119 [ArevaSNR LH 08].

La majorité des déchets de l’installation UP2-400 ont été entreposés sans conditionnement. La DSIN a demandé à Cogema d’établir un plan pour le conditionnement des déchets entreposés en vrac sur le site et a soumis le plan qui en a résulté aux Groupes permanents chargés des usines et des déchets). À la suite de la réponse des Groupes, la DSIN a écrit le 27 janvier 1999 une lettre à Cogema indiquant que la reprise et le conditionnement des déchets en vrac dans les cuves à STE2, dans le silo 130, et dans le silo HAO exigeaient une action prioritaire. La lettre demandait aussi à Cogema de s’engager clairement à la reprise et au conditionnement de tous les autres déchets générés pendant le retraitement à UP2-400. Cogema devait présenter dans l’année qui suivait cette lettre un planning pour ces activités ; Cogema devait également transmettre un rapport annuel sur son avancement concernant les déchets d’UP2-400.

En 1999, la DSIN a reconnu que Cogema avait réalisé la reprise de la totalité des déchets situés dans les tranchées de l’angle nord-ouest du site et avait reconditionné environ 8 000 m3 de déchets provenant de ces tranchées. Malgré les nouvelles exigences définies cette année-là, peu d’autres progrès ont été enregistrés en ce qui concerne les déchets anciens. À la suite d’une étude effectuée en novembre 2005 par les Groupes permanents d’experts pour les laboratoires et usines et pour les déchets, l’ASN a confirmé la nécessité d’entreprendre aussi rapidement que possible la reprise des déchets de STE 2, du silo 130 et du silo HAO. De plus, il a été demandé à Areva d’accorder une priorité aux déchets alpha entreposés dans le Bâtiment 119.

En 2002, Cogema a promis de commencer à incorporer les boues présentes à STE 2 dans du bitume. Toutefois, sur la base de deux campagnes expérimentales, l’ASN a interdit en septembre 2008 la poursuite de la bitumisation des boues dans les locaux de STE 3. Areva étudie des méthodes alternatives, comme la cimentation des déchets ou le séchage grâce au procédé DRY-PAC. L’ASN a spécifié que la reprise des déchets devait être achevée d’ici la fin 2010 au plus tard [ASN 08].

Le silo 130 est un blockhaus enterré consistant en deux tranchées de 3 000 m3, dont l’une contient des déchets. Les déchets, qui consistent en des gaines et embouts de combustible UNGG, des déchets technologiques et de gravats, sont entreposés sous eau. Areva prévoit de transférer les déchets UNGG dans l’installation d’entreposage D/E EDS ; de retirer l’eau du silo et de la traiter dans STE 3 ; et ensuite de retirer les déchets et les gravats du fond du silo. Toutefois, Areva évoque la nécessité de consolider le bâtiment dans un premier temps [ANS 08, p. 394]. 

Le Silo HAO est un bassin enterré contenant des gaines et des embouts de combustible REP découpés dans HAO, plus des fines, des résines et des déchets technologiques issus de l’exploitation de HAO. La reprise des déchets est difficile du fait de leur hétérogénéité et des difficultés d’accès. Le démantèlement du silo nécessitera d’abord le démantèlement des équipements présents actuellement sur la dalle du silo, la construction d’une cellule de reprise, et la qualification des équipements qui seront utilisés. En 2008, Areva a indiqué à l’ASN qu’il commençait de nouvelles études sur la façon de procéder [ASN 08]. Le décret autorisant la fermeture définitive et le démantèlement de HAO stipule que tous les déchets doivent être retirés du silo d’ici la fin 2022 [JO 4.viii.09].