BOURGOGNE

Objet/type : centre nucléaire pour la production d’armements

Localisation : un terrain de 180 ha à Salives (Côte-d’Or) à 30 km au nord de Dijon.

A l’origine, le centre n’était qu’une annexe de Bruyères-le-Châtel. Le CEA a acquis un terrain de 588 ha, dont 413 boisés, mais le centre proprement dit n’occupe que 180 ha [CDRPC 94].

A la suite de la restructuration de la Dam de 1996, il a été décidé que Valduc regrouperait pour la Dam toutes les compétences liées aux matières nucléaires. Le site servira donc à la recherche, à la fabrication et au traitement des matières radioactives [Bataille 97]. Le CEA a donc transféré les activités et les employés concernés par ces secteurs du CEA de Bruyères-le-Châtel à Valduc.

Pour les études relatives aux phénomènes sous rayonnement, Valduc dispose d’accélérateurs, dont Lancelot. Le centre disposait également de moyens de simulation gamma, transférés au Cesta vers 1988, et de deux sources de neutrons, Prospero et Caliban, mises en service en 1972  [DAM x.72]. Caliban, au moins, était encore en service en 2003.

Une station de criticité a été mise en service en 1963 [défi iii.96]. Elle exploitait/exploite Maracas (Machine de rapprochement pour la criticité d’assemblages solides), les réacteurs Mirène (Mini-réacteur pour neutronographie) et Silène, et l’Appareillage B. Maracas, mise en service en 1982, ne fonctionnait toujours pas en 2000. Mirène (réacteur homogène à l’arrêt) a fonctionné de 1975 à 1982. Son combustible était à l’uranium enrichi (1,2 kg dans 10 l de solution) ; sa puissance thermique non utilisée. Silène (Source d’irradiation à libre évolution neutronique), qui est actuellement exploité par l’IPSN, est entré en service en 1974. Son combustible est une solution de 40 l de nitrate d’uranyle contenant de l’uranium enrichi à 93 % [LeMo 23.vi.93]. Sa puissance en régime continu peut atteindre 1 kW. En régime pulsé, le réacteur atteint 1 000 MW [AIEA 95]. L’Appareillage B, ensemble sous-critique, a été mis en service en 1963 et a été rénové en 1997. Il " est composé d’un réseau de crayons combustibles partiellement plongés dans l’eau " et " permet de préciser les risques liés à la manipulation de milieux fissiles nouveaux, comme le Mox [et] les combustibles à haut taux de combustion " [Ener 15.xi.99].

Le réacteur à neutrons rapides Rachel, mis en service en 1961, a probablement été le premier réacteur utilisé pour les expériences de criticité. Le cœur se composait de deux hémisphères de plutonium métal entourées d’un réflecteur à l’uranium naturel. Sa protection biologique était assurée par éloignement, et les installations de contrôle étaient situées à une distance de 120 mètres [Bourgeois 62]. Les rapports annuels du CEA ne mentionnent plus Rachel à partir de 1971.

Lanceur à deux étapes (une à poudre et une à compression) qui envoie un projectile (atteignant des vitesses supérieures à 3 000 m/s) sur une cible radioactive enfermée dans un petit porte-cible étanche. Il est probable que le porte-cible contienne du plutonium 242.

Cuve cylindrique dans laquelle la Dam effectue généralement des tirs froids, qui sont alors des tirs sous vide de faibles quantités d’explosifs associés aux “ matériaux à risques du type radioactif et chimique ”. La matière utilisée à Guillaume Tell est souvent, sinon toujours, du plutonium, probablement du plutonium 242 [Choc ix.93 ; Science vii.96].

Un rapport rédigé par la Dam en 1998 sur les problèmes de contamination de plusieurs de ses sites, mentionne parmi les principales sources potentielles de contamination radioactive ou chimique à Valduc, différentes installations : un bâtiment de fabrication de pièces en plutonium, des installations de fabrication de pièces en uranium, un bâtiment servant à la production d’ensembles contenant du tritium, et un bâtiment de stockage de matières fissiles [HC 98]. On trouve entre autres installations spécialisées, des ateliers de fabrication d’alliages, de fonderie, d’usinage, d’assemblage et de contrôle des pièces en uranium appauvri, en uranium enrichi et en plutonium, ainsi que les équipements permettant de manipuler les matières utilisées dans les armements à fusion, tritium, deutérium, lithium et leurs composés, y compris hydrure de lithium (LiH) et deutéro-tritiure de lithium (DTLi).

La fabrication des pièces en uranium et en plutonium se fait avecles mêmes techniques que pour les autres métaux, mais au moyen de boîtes à gants. Le travail sur les matériaux légers utilisés pour la fusion est effectué sur des chaînes qui assurent la purification des composants, l’élaboration des composés, et la réalisation des pièces [DAM vii.76]. C’est Miramas qui fournit le LiH, mais il est possible que ce soit Valduc qui produise le DTLi.

L’assemblage des têtes nucléaires n’est pas effectué à Valduc, mais on sait qu’entre 1980 à 1993 l’armée de l’air a exploité un centre de montage de têtes nucléaires pour les forces aériennes et terrestres sur une parcelle de 40 ha, qui fait partie du site, que le ministère de la Défense a racheté au CEA. L’assemblage des missiles ASMP et Hadès a été effectué par l’Armée de l’Airsur cette parcelle [CDRPC 94]. Aujourd’hui, cette parcelle est le site du Centre de stockage militaire de Valduc (CVSM). En attendant leur démantèlement, les sous-ensembles nucléaires y sont entreposés [Obsan #2, iii.00].

La maintenance des têtes en service dans les armées est citée parmi les activités de Valduc. La plupart des têtes actuellement en service contiennent du tritium et, à cause de la courte période radioactive du tritium, elles doivent être régénérées en tritium périodiquement. Il est probable que le remplissage des conteneurs de tritium se déroule à Valduc [voir CDRPC 94].

Selon Christian Bataille, le plutonium présent dans les armements nucléaires doit, lui aussi, faire l’objet d’une maintenance. On trouve dans les têtes nucléaires le plutonium 241aussi bien que le plutonium 239 fissile. Le plutonium 241 a une période radioactive plus courte que le plutonium 239, et se désintègre en américium 241. L’américium 241, absorbeur de neutrons, réduit l’efficacité des armements. Par conséquent, afin de maintenir la puissance initiale des armements, il faut régulièrement en retirer l’américium 241. Son évacuation est accomplie par un processus électrochimique qui est expliqué ci-dessous dans le paragraphe “ Extraction de l’américium ”, dans la partie intitulée “ Démantèlement des sous-ensembles nucléaires ”.

Lorsqu’une tête nucléaire atteint sa limite de durée de vie, elle est désassemblée et les composants nucléaires sont ramenés à Valduc. Le centre récupère et recycle les matériaux. Nous ne disposons pas de précisions concernant l’uranium et le tritium, mais le traitement et la manipulation du plutonium ont été décrits par Philippe Guiberteau de la Section retraitement plutonium dans Le Bulletin Dam en octobre 1995. Les paragraphes ci-dessous sur le traitement du plutonium sont basés sur cet article.

Le sous-ensemble nucléaire est ouvert par usinage, sur un tour isolé sous boîte à gants pour récupérer la coquille de plutonium. Le plutonium est fondu dans un four à induction pour former des masselottes de quelques kilogrammes. Le plutonium subit ensuite des traitements pour qu’il soit réutilisable.

Pour rendre possible la manipulation du plutonium en boîtes à gants classiques, le taux d’américium doit être ramené à moins de 0,1 %. La première étape est un procédé électrochimique. Le plutonium est fondu à 800°C dans un creuset en céramique en présence de sels alcalins. Il est partiellement oxydé en Pu3+, et ces ions réagissent avec l’américium pour produire Am3+. Lors du refroidissement, 90 % de l’américium reste bloqué dans le sel. Le plutonium métal est mis en forme par fusion.

Le plutonium désaméricié est purifié par un procédé d’électroraffinage également à sels fondus. Il est fondu à 750°C en présence de sels alcalins et oxydé par électrolyse en Pu3+ sur l’anode, puis réduit en Pu sur la cathode. Les impuretés métalliques ne sont pas oxydées. Un tore de plutonium pur est obtenu dans le compartiment cathodique après refroidissement. Un lingot de métal directement utilisable est ensuite obtenu par fusion de ce tore. 

III. TRAITEMENT DES RESIDUS RETRAITABLES ET DES DECHETS

Le démantèlement des sous ensembles et l’épuration du plutonium, ainsi que les opérations de fabrication, génèrent des résidus retraitables. Valduc traite ceux produits sur le site ainsi que ceux de Bruyères-le-Châtel [Cance 88]. Au cours d’une série d’opérations--la dissolution, la précipitation, l’élaboration du métal--le plutonium est récupéré pour être réutilisé.

Selon M. Guiberteau, en 1995 : “ La capacité annuelle de traitement de produits retraitables est actuellement inférieure au rythme de leur production. ” Le centre va donc installer de nouvelles unités, en priorité pour les résidus occupant le plus de places de stockage : les scories de calciothermie, les sels générés par la désamériciation et l’électroraffinage, et le graphite (moules provenant de la fonderie).Nous ne savons pas pour le moment si certaines de ces unités ont été créées, mais il semblerait que les sels en question soient toujours actuellement stockés à Valduc.

Les effluents “ faiblement ” contaminés par des éléments transuraniens sont envoyés à l’Andra. Selon M. Guiberteau, en 1995, les effluents les plus chargés en américium sont concentrés par précipitation à la soude. Le surnageant, bétonné, est évacué vers l’Andra et les concentrats sont vitrifiés. Le service de gestion des déchets du CEA affirme que tous les déchets liquides provenant du traitement du plutonium ayant une activité de plus de 4500 Bq/cm3 sont vitrifiés [CEAD 98].

Au moins une partie des effluents hautement radioactifs ou les concentrats en résultant ont été expédiés vers l’atelier de vitrification de Marcoule. Christian Bataille a écrit en 1997 que 2,1 m3 d’effluents avaient été évacués sur Marcoule en 1996, et que 3,5 m3 d’effluents très hautement radioactifs étaient toujours stockés à Valduc[Bataille 97]. L’Andra ne mentionne pas d’effluents très hautement radioactifs dans ses rapports ou ses inventaires concernant Valduc.

Selon un rapport de1995, une installation de vitrification de petite capacité devait être mise en service sur le site de Valduc en 1998. Elle devait utiliser le même procédé en deux étapes que l’AVM de Marcoule. M. Bataille ne mentionne pas cette unité en 1997, et, selon lui, les capacités d’entreposage d’effluents hautement radioactifs à Valduc sont prévues pour durer jusqu’en 2003. [Bataille 97]. Quant au CEA, il affirme généralement que ses déchets de haute activité sont vitrifiés à Marcoule [CEAD 98].

Les huiles lourdes contaminées étaient envoyées à Cadarache pour être " brûlées dans des installations spécialisées ". Le stock initial d’huiles à traiter de Valduc était de 11 m3, mais 6m3 restaient en 1997 à brûler [Bataille 97]. Selon l’Andra, 36 m3 d’huiles et de solvants contaminés en émetteurs alpha étaient entreposés à Valduc en 1999. L’exutoire était à définir [Andra 00].

En 1997, 257 " casiers " contenant des bains de sels ayant servi à l’extraction de l’américium à partir du plutonium étaient entreposés à Valduc. Ces bains de sels ne figuraient pas dans l’inventaire 1997 de l’Andra. Christian Bataille en tire pour conclusion que la Dam hésite à les considérer comme des déchets ultimes [Bataille 97]. Il n’est pas évident que l’Andra inclut ces déchets dans l’inventaire de 2000.

En 1997, selon Christian Bataille, le site permettait de stocker les déchets solides suivants, produits par le recyclage d’armements : 45 m3 de déchets stables issus du retraitement, 82 m3 de déchets enrobés dans du béton, 3,2 m3 de déchets enrobés dans du bitume (mais ces deux dernières méthodes de conditionnement des déchets alpha ne sont plus utilisées actuellement), et 2,5 m3 de déchets provenant de l’opération Trirad (voir ci-dessous). L’Andra affirmait en 2000 que Valduc stockait les trois catégories suivantes de déchets alpha : 530 f ûts (16 TBq) de déchets de haute activité et à vie longue, enrobés dans du béton ou dans du bitume ; 478 fûts (24 TBq) de déchets en attente de traitement ; et des déchets divers (3 TBq). Les deux dernières catégories comprennent en partie les déchets destinés à l’Andra et en partie les déchets de haute activité et à vie longue. Nous ne connaissons pas les relations précises liant les déchets figurant sur la liste de Christian Bataille à ceux de l’inventaire de l’Andra.

Christian Bataille fait remarquer qu’à partir des informations données par la Dam, il est dans l’impossibilité de déterminer les quantités exactes de plutonium résiduel dans les déchets [Bataille 97] ;

III.B.3.c. Déchets envoyés à l’Andra

Christian Bataille présente des chiffres correspondant aux envois de déchets Dam/CEA en général vers l’Andra. Une grande partie de ces déchets semblerait provenir de Valduc. C. Bataille affirme que, depuis 1983, la Dam a envoyé un total de 5 000 m3 de déchets à l’Andra, d’abord au CSM (centre de la Manche), puis à Soulaines (centre de l’Aube). La quantité de plutonium associée à ces déchets est évaluée à 9 kg environ (soit 27 TBq, 750 Ci), dont 2,5 kg (8 TBq, 216 Ci) depuis 1985.

III.B.3.d Déchets envoyés à Cadarache

Selon M. Bataille, Cadarache aurait reçu depuis 1985 500 m3 de déchets conditionnés dans des fûts provenant des sites du CEA. Ces déchets, qui ne pouvaient entrer dans les normes strictes établies en 1984 pour les sites de l’Andra, contiennent selon les estimations certaines estimations  7,4 kg de plutonium (soit 22,7 TBq, 614 Ci). Une fois de plus, la plupart des déchets proviendrait de Valduc. C. Bataille fait remarquer que le total estimé de 16,3 kg de plutonium évacué à partir des centres du CEA n’est pas une quantité négligeable. L’inventaire 2000 de l’Andra n’indique pas que des déchets de Valduc aient été évacués vers Cadarache.

Une installation, appelée Trirad, composée de deux parties, et ayant au total seize " boîtes à gants ", permet de trier et de décontaminer les déchets technologiques contaminés par des actinides. La décontamination s’opère en plongeant les déchets dans un bain de solvants agité par des ondes ultrasonores. Le procédé peut traiter jusqu’à 200 fûts de 200 l par an, et a un facteur de décontamination de dix en moyenne. 98 % des déchets auraient été suffisamment décontaminés pour être envoyés à l’Andra. Le volume restant a été mis de côté et est destiné à l’incinération ou au stockage à Cadarache [CEAD 99, p. 82].

Afin de réduire le volume des déchets à évacuer, le CEA a construit un incinérateur à Valduc, destiné aux déchets solides incinérables trop contaminés en émetteurs alpha pour être envoyés à l’Andra. Il utilise le procédé Iris en trois étapes développé par le CEA à Marcoule. Les matières brûlées contiendront (en poids) 50 % de PVC, 35 % de latex ou de néoprène, 10 % de cellulose et 5 % de polyéthylène.

La capacité nominale sera de 7 kg/h, et l’installation a été conçue pour traiter 26 t de déchets par an. Elle est conçue pour fonctionner en continu. L’incinérateur se compose d’un bâtiment de trois étages. Le traitement thermique comporte trois étapes : une pyrolyse à 550° C dans un four rotatif, sous atmosphère à faible teneur en oxygène ; une calcination du brai réalisée à 900° C, également dans un four rotatif ; et une postcombustion sous excès d’air [CEAD 99, pp. 83-84].

Les gaz seront refroidis de façon à abaisser leur température de 1 100° à 250° C ;,filtrés par filtre électrostatique afin de piéger 99,8 % des poussières (principalement des cendres volantes et du chlorure de zinc) puis par filtres à très haut efficacité [THE], et enfin neutralisés au moyen d’un nouveau procédé utilisant de la chaux spongiacale à environ 130° C.

Pour l’incinération de 7 kg de déchets, l’incinérateur produira 0,2 kg de cendres et environ 0,1 kg de poussières. Dans ces conditions de fonctionnement, l’incinérateur produirait environ 600 à 700 kg de cendres et 300 à 350 kg de poussières par an. Le CEA envisage un entreposage de longue durée pour les cendres ; mais elles pourraient être soit reprises pour un traitement Ag3 afin de récupérer le plutonium, soit conditionnées en vue d’un stockage. Les cendres seraient susceptibles d’êtrevitrifiées. Le devenir des poussières dépend de leur activité, c’est à dire de la quantité d’oxyde de plutonium entraînée dans le flux gazeux. La vitrification après conditionnement dans une matrice serait possible [CEAD 99].

L’autorisation de mise en actif a été délivrée par le Haut Commissaire en janvier 1999, et trois campagnes d’incinération ont eu lieu en 1999. " Des difficultés sont apparues lors de la troisième campagne entraînant notamment des bouchages au niveau du pyrolyseur ". Un plan d’action pour résoudre le problème a été mis en place. Trois campagnes étaient programmées pour 2000 [CEAD 99].

Valduc démantèle dans une “ salle de casse ” les pièces d’équipement volumineux et les “ boîtes à gants ” contaminées. La “ salle de casse ” a déjà réduit en morceaux plus de 1000m3 d’objets volumineux depuis le début de son exploitation en 1993. [CEAD 98].

Les déchets provenant de la fabrication de pièces en uranium enrichi sont traités à Valduc. André Malfondet, du SPR de Valduc, a décrit leur traitement en 1988 :

--les copeaux et les masselottes sont réinjectés en fabrication ;

--les moules et les creusets en graphite utilisés en fonderie sont traités “ par grillage à 500°C sous courant d’air de manière suffisante pour qu’ils puissent être envoyés en fûts de 100 l ” à l’Andra. La poudre de grillage, l’oxyde d’uranium, est envoyée à Pierrelatte pour récupération de l’uranium (100 kg/an) ;

--les déchets proprement dits sont compactés et expédiés à l’Andra [à la condition qu’ils répondent aux normes de l’Andra];

-- le sablage “ nous permet de banaliser un volume important de déchets métalliques ” [Compte 88].

Les déchets solides contaminés par l’uranium peuvent également être traités par le procédé Trirad et, semblerait-il, lorsque cela s’impose, par incinération, après la mise en service de l’incinérateur.

(Les déchets provenant de la fabrication d’éléments en uranium naturel et en uranium appauvri entrent dans le circuit de la Dam, et ils sont traités dans les sections concernant Bruyères-le-Châtel et le Centre de Vaujours-Moronvilliers. Le rôle joué par Bruyères-le-Châtel dans le circuit pourrait prochainement être transféré à Valduc. )

En 1992, Valduc effectuait l’oxydation du tritium par réaction catalytique pour obtenir de l’eau tritiée, ensuite piégée sur tamis moléculaire périodiquement régénéré. L’opération est coûteuse etconcernait de grandes quantités de tritium [Creusefond 92]. Dans son rapport de 1997, le service de gestion des déchets au CEA fait uniquement allusion aux équipements utilisés pour extraire le tritium du gaz présent dans les structures de confinement avant extraction du proprement dit [CEAD 99].

A Valduc l’eau tritiée provient des procédés au cours desquels le tritium gazeux entre en contact avec l’oxygène, ainsi que des procédés de traitement des déchets gazeux et solides. En 1992, R, Creusefond écrit que l’eau tritiée contenant jusqu’à 106 Ci par litre est congelée et stockée à -20°C afin de réduire son agressivité vis-à-vis des conteneurs. Pourtant, C. Bataille a déclaré en 1997 que les eaux tritiées étaient stockées dans des flacons en polyéthylène à l’intérieur même des bâtiments de production. Il décrit l’eau produite par le traitement des déchets solides comme contenant 10 à 500 Ci par litre, et affirme que le stock d’eaux tritiées s’élevait, en 1997, à 800 l [Bataille 97].

Les déchets solides contaminés au tritium sont produits au cours de l’exploitation et du démantèlement des laboratoires et ateliers. En 1999 la Direction de la Gestion des Déchets du CEA écrivait qu’il n’y avait que deux installations en service utilisées pour le traitement des déchets solides. C.Bataille faisait semble-t-il références à ces deux mêmes installations, lorsqu’il parle en 1997 de la production de déchets ayant un taux de tritium très élevé :

- équipement conçu pour fondre les métaux. Ces métaux émettent beaucoup de tritium sous forme gazeuse. Ils sont traités dans un four à vide, qui produit des lingots métalliques ayant une faible radioactivité et un taux de dégazage faible ;

- équipement visant à traiter des déchets solides organiques par étuvage à la vapeur sèche afin d’en réduire la radioactivité. Les déchets sont en final compactés et conditionnés.

Les deux méthodes mentionnées ci-dessus produisent de l’eau tritiée, ce qui, comme l’explique C. Bataille, illustre " le paradoxe de la gestion des déchets tritiés " puisque l’eau est presque aussi difficile à gérer par la suite que les déchets initiaux [Bataille 97]. Les produits solides issus du traitement ainsi que l’eau tritiée sont stockés à Valduc.

Un dossier de presse CEA/Valduc, daté du 28 mars 2000, mentionne une troisième méthode. Elle concerne les " éponges minérales " : " traitement haute température "," enfûtage " puis " entreposage Valduc "Sans doute, cette méthode produit-elle également de l’eau tritiée.

Certains déchets solides sont stockés sans traitement préalable. Il s’agit de trois catégories différentes de déchets :

- les déchets technologiques conditionnés en fûts dont le taux de dégazage est relativement important (entre 1,85 et 55 Mégabecquerels par fût). Environ 580 m3 de ces déchets étaient entreposés en 1997 à Valduc dans 3 032 fûts ;

- les déchets technologiques conditionnés en fûts ayant un taux de dégazage " très faible " (1,85 Mégabecquerels par fût). Environ 550 m3 de ces déchets étaient entreposés dans 2 915 fûts en 1997 à Valduc ;

- les ferrailles ayant un taux de dégazage " très faible " et une radioactivité surfacique comprise entre 3,7 et 37 Bq par cm2. Environ 220 t étaient stockées en 1999.

Les huiles et mercures contaminés au tritium sont également stockés à Valduc [Bataille 97].

Les déchets solides tritiés sont entreposés à trois emplacements précis : le bâtiment 055, un hangar construit sur une dalle de béton, muni d’extracteurs d’air surmontés de cheminées ; le bâtiment 058, construit sur une dalle de béton, mais sans moyens de ventilation artificielle ; une aire bétonnée pour les ferrailles [Bataille 97; Andra 00].

Les installations de Valduc destinées à l’entreposage des déchets tritiés contiennent des déchets de ce type provenant de la plupart des centres de la Dam (85 %) et de certains centres du CEA (15 %). Ces déchets ne peuvent être envoyés à l’Andra pour évacuation finale, parce qu’il est impossible de catégoriser ces conteneurs de déchets contenant des produits hétérogènes avec des taux de tritium très variables. Le taux de dégazage peut être calculé, mais ce n’est pas le cas de la radioactivité de masse. Afin de rentrer dans les critères de l’Andra, les deux doivent être connus [CEAD 98]. Comme la Dam l’admet, l’entreposage des déchets à Valduc n’est pas une solution définitive. Les trois unités d’entreposage de Valduc ont une capacité totale de 1760 m3. En 1999, elles contenaient 1507 m3 de déchets solides tritiés [Andra 00]. Le taux de production est d’environ 50 m3/an en moyenne. Valduc examinait en 1997 la possibilité de construire un nouveau bâtiment de stockage, et, à la demande du Haut Commissaire à l’Energie Atomique, un groupe de travail a été mis en place sur " Le devenir des déchets tritiés ". [Bataille 97]

Entre 1968 et 1975, les fûts de déchets contaminés au tritium étaient incinérés en plein air sur la vieille ferme de Chatellenot, située sur un terrain de 40 ha destiné à l’assemblage d’armements que le ministère de la Défense a racheté au CEA en 1980, [CDRPC 94]. Selon un rapport récent du CEA, de telles incinérations en plein air se seraient produites 43 fois, représentant la combustion de 335 m3 de déchets divers [Bataille 97]. A cette même période, environ 30 tonnes de ferrailles contaminées au tritium étaient stockées dans une ancienne citerne sur la ferme. Sous la pression des syndicats, les ferrailles ont été retirées en 1981, après avoir contaminé la nappe phréatique [voir CDRPC 94]. Un rapport sur la contamination du site réalisé en 1998 à la demande du Haut Commissaire à l’Energie Atomique étudie le problème de l’incinération, mais fait l’impasse sur les ferrailles [HC 98].

En 1997, les échantillons d’eau prélevés sur la plupart des points de surveillance sous Valduc ont montré un niveau de contamination de quelque 100 Bq/l. Deux points de prélèvement avaient une radioactivité supérieure à 1000 Bq/l : sur un lieu de prélèvement proche du site d’incinération des déchets tritiés (avec 2660 Bq/l selon un rapport, et 4000 Bq/l pour un autre) [HC 98 ; Bataille 97] et sur un point situé au-dessus de la Combe de Noirvau. La citerne proche du lieu d’incinération avait une activité volumétrique en tritium en 1997 de l’ordre de 10 000 Bq/l, soit 270 fois moins que son maximum, en 1975[HC 98].

Nous disposons de très peu d’informations concernant les déchets du lithium et de ses composés, mais les documents de la fin des années 70 signalent qu’à cette période ces déchets posaient un problème important. Un document du CEA mentionnerait un stockage de hydrure de lithium sur le site [HC 98]

.IV. REJETS D’EFFLUENTS

IV.A.1 AUTORISATION

Les rejets d’effluents radioactifs gazeux sont régis par un arrêté du 3 mai 1995. L’activité annuelle ne doit pas dépasser un total de 1759 TBq (50 kilocuries). Les limites précises par catégorie sont les suivantes : 1850 TBq pour le tritium ; 40 TBq (1 kilocurie) pour

les gaz autres que le tritium ; 750 MBq (20 millicuries) pour les halogènes gazeux et les aérosols ; et 75 MBq (2 millicuries) pour les émetteurs alpha.

IV.A.2. REJETS ACTUELS

Tritium : en 1997, 310 TBq (8400 Ci), dont deux tiers provenant de l’atelier de " fabrication tritium " [HC 98] ; en 1999, 14,4 % de la limite annuelle soit 266 TBq. Selon le CEA, les rejets de tritium sont en constante diminution depuis 1995 du fait de la mise en œuvre d’unités de détritiation, capables d’extraire le tritium de la matière  [CEAPr iii.28.00].

Emetteurs alpha des aérosols : ils doivent être inférieurs à la limite de détection, et sont par conséquent estimés inférieurs à 440 kBq/an (10 µCi/an)

Produits de fission (les gaz rares, l’iode, le césium et le strontium par aillleurs susceptibles d’être relâchés lors d’une situation accidentelle  : les teneurs doivent être " insignifiantes " en émetteurs bêta après passage de gaz sur charbon actif et filtres HEPA ; pour le xénon 133 et le xénon 135 : environ 1 TBq/an (27 Ci/an) [HC 98].

IV.A.3 REJETS PASSES

Le rejet annuel maximal de tritium a été atteint en 1975, avec 21 000 TBq (568 000 Ci). Depuis lors, les rejets annuels de tritium ont continuellement diminué, selon le CEA. Des rejets accidentels de tritium se sont produits assez régulièrement. (Les statistiques concernant les rejets annuels ne semblent pas inclure les rejets accidentels.) C’est en 1970 que l’on a relevé les rejets accidentels les plus importants , avec 203 700 Ci.

Le niveau maximal de tritium dans l’air de l’environnement immédiat du site d’incinération de la ferme de Chatellenot (voir ci-dessus) était de 1 Mbq/m3 (0,27 mCi/m3), selon une étude récente du CEA [HC 98].

En 1971, 37 TBq (1000 Ci) de produits de fission (gaz rares) ont été émis pendant des expériences de criticité menés par l’IPSN [HC 98]. Cet accident a été mentionné lors d’une réunion en 1998. D’autres accidents avec relâchement d’effluents gazeux autres que le tritium ont également pu se produire.

Valduc n’est pas situé près d’une rivière ou d’une grande étendue d’eau. L’autorisation du 3 mai 1995 concernant les rejets nucléaires n’autorise aucun rejet d’effluents liquides radioactifs. " Depuis le 2 janvier 1996, aucun effluent provenant des zones nucléaires ou y ayant transité n’est rejeté dans l’environnement " [HC 98].

Les eaux usées sont rejetées par un système de tuyauterie dans une station d’épuration biologique traditionnelle. Les effluents sont contrôlés avant rejet dans la vallée, la Combe au Tilleul (qui aurait été sèche par le passé, mais contiendrait maintenant des lagunes). Depuis 1987, les boues provenant des stations d’épurations de Valduc et de Bruyères-le-Châtel ont été stockées à Valduc dans un bâtiment confiné conçu spécialement pour cet usage [HC 98 ; CEAD 98].

Les effluents susceptibles d’être radioactifs et ayant une radioactivité inférieure à 4500 Bq/cm3 (soit 500 m3/an en 1997), sont transportés par des camions-cuves jusqu’à des installations de traitement où ils subissent un processus de précipitation, de distillation, d’ultrafiltration, et finalement d’évaporation. Les déchets solides restant après évaporation sont enrobés dans du béton et expédiés à l’Andra [Bataille 97]. Le CEA développe actuellement une nouvelle méthode de traitement utilisant des molécules extractives, qui se révèle particulièrement efficace pour la décontamination des solutions à base d’uranium. Une installation pilote a démontré le procédé [CEAD 99, p. 86]. (Pour le traitement des liquides hautement radioactifs, voir " Effluents liquides ", dans la section " Déchets plutonifères " ci-dessus).

Jusqu’en 1994 environ, les eaux usées provenant de la partie non-nucléaire du site (la zone basse), étaient traitées, au moins en partie, dans une station d’épuration biologique traditionnelle, puis rejetées dans un étang dans la Combe de Noirveau. Les eaux usées provenant de la partie nucléaire du site (la zone haute) étaient envoyées au centre de traitement près de la Combe au Tilleul et, après traitement, étaient rejetées dans la Combe au Tilleul.

Selon les rapports du CEA, les effluents susceptibles d’être radioactifs étaient stockés séparément des eaux usées. Ils étaient envoyés à une station pour traitement spécialisé, puis à la " station de traitement biologique située au sud du centre " ou bien étaient directement envoyés par le réseau des eaux usées à cette station de traitement biologique. Après traitement, les effluents risquant d’être radioactifs étaient rejetés, semble-t-il, dans la Combe au Tilleul, respectant les normes fixées par la SCPRI et plus tard l’OPRI [HC 98].

A la demande du Haut Commissaire, la Combe au Tilleul a été assainie en 1995 et 1996. A cette occasion, 7800 m3 de terre ont été extraits et, selon le Groupe de Travail sur la Contamination Radioactive et Chimique des Sites INBS, placés dans la structure qui, à Valduc, contient les boues issues de l’évaporation [HC 98]. Selon l’Andra [00], ces déchets TFA sont entreposés sur une aire " in situ ". La terre extraite contenait les radioactivités volumétriques suivantes : plutonium 239 et américium 241 : 0,03 Bq/g ; césium 137 : 0,3 Bq/g ; uranium 235 : 0,04 Bq/g. La terre restée dans la Combe a aujourd’hui une radioactivité d’environ 0,05 Bq/g en plutonium et américium et moins d’1 Bq/g en césium 137 [HC 98].

Les boues provenant des stations d’épuration ayant une activité alpha de quelques Bq/g auraient, selon le CEA, été répandues sur des pelouses et des décharges inertes. Puis, elles ont un temps été envoyées au Centre de Stockage de la Manche. En 1987, 74 t de boues produites entre 1982 et 1987 ont été mises à la décharge de classe 1 de Pontailler-sur-Saône [HC 98]. L’Andra affirme que les boues présentes à Pontailler-sur-Saône contiennent moins de 10 Bq/g d’uranium et autres éléments transuraniens [Andra 00].

La “ valeur moyenne annuelle de l’activité volumique du tritium ” (gaz et vapeur d’eau) émise au-dessus du site est de l’ordre de 10 Bq/m3. En dehors du site, la radioactivité volumétrique est seulement de quelques Bq/m3.

Les radioactivités volumiques de l’eau de pluie tombant sur le site sont en moyenne de l’ordre de 1000 Bq/l. La radioactivité de l’eau de pluie est plus élevée près des installations de stockage de tritium. Dans un rayon de 6 km autour du site, la radioactivité est de plusieurs dizaines de Bq/l , et va jusqu’à 100 Bq/l/

IV.C.3 EAUX DES RIVIERES ET FLEUVES

Dans le ruisseau de Noirvau, les radioactivités volumiques en tritium étaient en 1997 de 500 Bq/l, et dans la Douix, en aval du confluent avec le Noirvau, de 100 Bq/l. A la source R14, à deux kilomètres au sud de la Combe de Tilleul, et l’exutoire principal pour l’eau absorbée par la Combe, la radioactivité en tritium était de 600 Bq/l en 1997. Aux sources de la Seine, à 15 km au sud-ouest du centre, on trouvait une activité volumique en tritium de 7 Bq/l en 1997, alors qu’elle était de 63 Bq/l en 1984.

L’hydrogéologie du site est typique de celle des régions calcaires, où les ruissellements traversent les fissures dans les roches, et circulent rapidement à l’intérieur d’un réseau complexe de canaux souterrains, jusqu’à réapparaître à la surface en créant des sources. Deux aquifères souterrains passent sous Valduc : un dans la couche calcaire supérieure (Bathonien), et un autre dans la couche calcaire inférieure (Bajocien) [HC 98]. Les deux aquifères communiquent à la faveur de failles dans le secteur de la Combe au Tilleul. L’eau des deux niveaux de calcaire circule rapidement sans rétention significative de substances dans l’eau. “ Ainsi, le site est vulnérable à une éventuelle contamination radioactive ou chimique” [HC 98].

En 1997, les échantillons d’eau prélevés sur la plupart des points de surveillance sous Valduc ont montré un niveau de contamination de quelque 100 Bq/l. Deux points de prélèvement avaient une radioactivité supérieure à 1000 Bq/l : sur un lieu de prélèvement proche du site d’incinération des déchets tritiés (avec 2000 Bq/l selon un rapport, et 4000 Bq/l pour un autre) [HC 98; Bataille 97] et sur un point situé au-dessus de la Combe de Noirvau. Ces chiffres représentent une baisse importante par rapport à 1984 et 1986, dates auxquelles une partie est du site donnait des chiffres allant jusqu’à 6000 Bq/l et une section au sud, jusqu’à 8000 Bq/l. (La citerne proche du lieu d’incinération avait une activité volumétrique en tritium en 1997 de l’ordre de 10 000 Bq/l, soit 270 fois moins que son maximum, en 1975).

Dans un rayon de 5 km autour du site, les niveaux de tritium dans l’eau souterraine passent de plusieurs dizaines à plusieurs centaines de Bq/l; dans un rayon de 50 km, l’activité est de plusieurs dizaines de Bq/l [HC 98].

A Avot (à 15 km au nord-est de Valduc), la Crii-Rad a trouvé en 1996 un niveau de 28 Bq/l de tritium dans l’eau potable; le CEA en 1997 a donné le chiffre de 36 Bq/l. A Lemeix, également au nord-est du site, la Crii-Rad a estimé en 1996 le niveau dans l’eau potable à 63 Bq/l, et le CEA en 1997 l’a chiffré à 97 Bq/l. A Lochère ( à 1 km au sud-ouest du centre), la Crii-Rad a trouvé un taux de 163 Bq/l dans une fontaine publique; le CEA 175 Bq/l. La Crii-Rad a également détecté dans “ d’autres sources provenant de la région du site ” des taux allant jusqu’à 630 Bq/l [HC 98].

En 1997, les activités massiques du tritium dans les plantes était de plusieurs centaines de Bq/kg frais, sur le site de Valduc; et de plusieurs dizaines de Bq/kg frais à l’extérieur du site [HC 98]. Sur le site d’incinération, la contamination est passée récemment de 190 à 2500 Bq/ kg frais [Bataille 97].

En 1986, trois espèces de poisson provenant de étangs du site ont été analysées, et estimées contaminées à 2200 Bq/ kg frais en tritium. Le CEA n’a pas publié en 1998 de valeurs plus récentes [HC 98].

                                                                                                                                        --actualisé 19/8/01