LANGUEDOC-ROUSSILLON

L’INB-S Marcoule est constituée de l’Atelier Pilote de Marcoule (APM) et l’Etablissement de Cogéma. Le réacteur Phénix, l’usine Melox, et le laboratoire Atalante sont des INBs.

Depuis la création de la Cogéma en 1976, le CEA n’exploite plus qu’une partie du site, la section Marcoule de son centre de la Vallée du Rhône (CEA Valrho).

Objet : recherche sur le retraitement et le traitement des déchets ; secondairement production de plutonium

Installations : installations de retraitement, de vitrification, et de fusion

Période d’exploitation : 1962-1997

Matières premières : combustibles irradiés et déchets du retraitement

Les ateliers ont été créés pour développer des procédés de retraitement et de vitrification. Ils étaient situés au début dans un seul bâtiment, le bâtiment 211, qui a été rénové pour l’essentiel depuis et a également été complété par l’ajout d’autres bâtiments.

L’ajout le plus récent a été la construction en 1994 d’un bâtiment permettant la liaison entre une unité de l’APM, Tor, et UP1. Cette connexion a permis que les phases initiales du retraitement soient gérées par Tor, et que les solutions radioactives ainsi produites soient ensuite envoyées à UP1 pour les phases suivantes. Le bâtiment 214 effectuait encore le cisaillage, la dissolution, et la clarification ; puis la solution produite était expédiée à UP1. Le retraitement des couvertures de Rapsodie y a été achevé en 1995.

L’APM a traité (en tonnes de métal lourd) au total 2,5 t de combustible de REO à uranium enrichi, 2,1 t de REO-Mox, 5,1 t de RNR à uranium enrichi, et 14,2 t de RNR-Mox. L’atelier a produit 2,7 t de plutonium [Bourgeois 96].

Les activites de la fin aurait compte pour UP1. Mais si tu as d’autres chiffres nous pouvons les utiliser.

VITRIFICATION

Le procédé de vitrification utilisé actuellement à La Hague et à Marcoule a été développé par le CEA à Marcoule. Les installations pilotes de vitrification de Marcoule comprenaient Gulliver, la chaîne Vulcain, Piver1, AVH/Prototype évolutif de vitrification (PEV), et peut-être Piver2, une chaîne qui aurait dû entrer en service en 1992 pour remplacer Piver1 [CEARa 1984 ; Andra 1993].

Piver 1, qui était utilisé pour solidifier des solutions de produits de fission issues du retraitement de combustibles UNGG, a fonctionné de 1969 à 1980. Le démantèlement de Piver1 a commencé en 1982 et a été achevé en 1991. La zone de stockage associée au Piver est située à quelque cinquante mètres du site de l’installation. En 1999, cette zone, constituée essentiellement d’une fosse en béton, comportant 32 puits, contenait environ 290 000 TBq de déchets provenant de Vulcain et de Piver [Andra 00].

Le CEA développait à Marcoule un procédé de fusion des déchets de dégainage du combustible RNR et REO en zircaloy et en acier. Le métal est fondu par induction en creuset froid avec tirage en continu du lingot. La CNE a annoncé en 1999 que la technologie de fusion en creuset froid avait connu d'importants progrès, et était prête à être utilisée dans les usines (industrielles) [CNE 99].

Les bâtiments 211 et 214 sont en cours d’assainissement. Leur démantèlement au niveau 3 débutera en 2004 et en 2005 respectivement. Il devrait s’achever en 2015 et en 2016 [CEAD 99]. En 1999, le CEA a achevé :

— le rinçage " à l’acide du procédé " de la chaîne TOR ;

— la mise en service de l’unité de dépotage des effluents qui a permis d’évacuer pour traitement 1 130 l de solvant contaminé vers Cogéma La Hague et 15 000 l d’effluents américiés vers Cogéma Marcoule ;

— la mise en actif de l’unité 489 qui a permis d’évacuer pour traitement 26 conteneurs de déchets de gainage issus de combustibles Mox et UOX vers La Hague [CEAD 99].

Selon l’Andra, les cellules de stockage à sec du Bâtiment 211 (Cellule 50, 7,26 m³) et du Bâtiment 214 (Cellule 406, 8,033 m³, et Cellule 409, 5,6 m³) servaient, en 2000, à stocker des fûts contenant des déchets provenant du dégainage, mais aussi des chambres d’expansion et des déchets technologiques [Andra 00]. La majorité des déchets ont commencé à être classifiés. L’activité des déchets contenus dans la Cellule 406 provenant du dégainage était estimée, en 1999, inférieure à 50 TBq en émetteurs alpha et à 2 PBq en émetteurs bêta gamma. [Andra 99].

I.B. ATALANTE (ATELIER ALPHA ET LABORATOIRE POUR LES ANALYSES DE TRANSURANIENS ET ETUDES DE RETRAITEMENT)

Objet : recherche en chimie de haute activité sur le retraitement et les déchets

Période d’exploitation : à partir de 1992

Matières manipulés : plutonium, uranium

Atalante a été créé pour regrouper des activités de recherche et développement du CEA sur les déchets de haute activité et le retraitement, activités qui étaient réparties sur les sites de Grenoble, Fontenay-aux-Roses, et Valrho [DSIN 00

Atalante se fait en deux étapes. En service depuis 1992, Atalante 1 ne fonctionnait encore en 1996 qu’à 60 % de ses capacités [MiLi 23.ii.96]. En octobre 2000, la DSIN a autorisé la mise en exploitation d’Atalante 1-DHA (Déchets haute activité). « L’exploitation de cette unité reste toutefois provisoire dans l’attente du résultat des études de comportement au séisme du bâtiment DHA/CHA [Con i.01]. L’ensemble des équipements d’Atalante 2 n’était pas opérationnel au 25 juillet 1999 comme initialement prévu. Selon la Drire du Languedoc-Roussillon, " l’année 2000 dev[ait] voir l’achèvement des travaux du DRA et la mise en actif d’une partie de cette extension ". En décembre 2000, la DSIN a effectivement autorisé la mise en actif de la chaîne blindée d’analyses qui équipe l’unité Atalante 2-DRA (Développement-retraitement-analyses). En 1999 le CEA a poursuivi à Atalante " les essais en actif de séparation poussée (nouvelles molécules extractantes) ", " le développement de l’étude des procédés pyrochimiques " de retraitement, et la " dissolution de combustible Mox " [CLIGard 27.vi.99].

Objet/type : réacteur graphite-gaz destiné à la production de plutonium militaire

Propriétaire et exploitant : CEA

Période d’exploitation : 1956-1968

Puissance : 38 MW thermique portée à 42 MW thermique par la suite; a produit au total 2 MW électrique (mais a consommé 8 MW électrique)

Combustible : 100 t d’uranium métal naturel

Modérateur : 1 200 t de graphite ; fluide réfrigérant : air

G1 a produit 125 kg de plutonium (à 10 % près). À un taux de combustion moyen compris 100 à 200 MWj/t, le plutonium aurait été produit dans environ 625 à 1 250 t de combustible à l'uranium naturel irradié [Albright 97].

Selon le CEA, G1 est démantelé au niveau 2 [CEAD 99]. Selon l’Andra, l’installation, en juillet 2000, était démantelée au niveau 2, à l’exception de la cheminée et de certains filtres [Andra 2000]. Le CEA étudie l’éventualité d’un démantèlement jusqu’au niveau 3, ce qui implique de résoudre d'abord le problème du devenir du graphite contaminé [CEAD 94].

Les déchets stockés à G1 comprennent : 450 t de fonte ; des barres de contrôle; 1 200 t de graphite contaminé au cobalt 60; et 500 fûts de déchets dits très faiblement actifs (TFA) [Andra 00].

Une installation provisoire, appelée " Dégainage G1 " était utilisée en 1959 pour la préparation de combustible irradié G1 destiné au retraitement. Ce projet a été abandonné en 1960, à la faveur d’une nouvelle installation appelée " Dégainage G2-G3 " ; et la première a par la suite été utilisée pour le stockage de gaines (voir plus loin Mar 400 dans la description de G2-G3).

Objet : développement de la filière RNR ; production de plutonium et secondairement d’électricité; la recherche sur la gestion des déchets

Propriétaire : CEA (80 %) et EDF (20 %)

Exploitant : CEA

Période d’exploitation : depuis 1973

Puissance : 563 MW thermique. Un groupe turboalternateur peut atteindre

Combustible : divers (c¦urs d’uranium enrichi et Mox à diverses teneur en Pu

Couverture : uranium appauvri

Fluide réfrigérant : sodium ‹ 800 t dans la cuve principale et du sodium

Phénix avait produit, fin 1995, environ 1 150 kg de plutonium de qualité « militaire » dans ses couvertures. Il est possible qu’une partie du plutonium ait été destinée à des fins civiles [Albright 97].

L’histoire de Phénix a été ponctuée par des arrêts, principalement, jusqu’en 1989, en raison de fuites et “petits” feux de sodium. Entre septembre 1990 et la fin de 1994, le surgénérateur n’a pas fonctionné, sauf pour quelques jours d’essais. La raison initiale était une série d’arrêts automatiques en raison de baisses anormales de réactivité dans le coeur. Pendant l’arrêt, les contrôles ont montré des défauts dans les circuits secondaires en raison du vieillissement du réacteur. Les chercheurs n’ont jamais trouvé la cause des baisses de réactivité.

Le CEA a effectué toute une série de réparations sur les circuits secondaires, et, en 1996, le directeur du Cen Valrho, a annoncé que Phénix allait subir « une remise à nouveau », avec un investissement de 100 MF sur trois ans [MiLi 23.ii.96].

Au début de l’an 2000, Phénix était au milieu de la phase de rénovation et d’examens prévue, qui doit en tout durer environ quatorze mois. Le CEA espère pouvoir le garder en service jusqu’en 2004 afin de mener des expérimentations sur la transmutation des isotopes à longue vie présents dans les déchets radioactifs, des expérimentations que le CEA considère comme requises par la loi de 1991 sur les déchets radioactifs. [Con xi.98, p. 11, iii.99, p. 14 et iv.99, pp. 35-37].L’essentiel des travaux est mené dans le cadre des programmes Capra et Spin. [RGN x-xi.99, p. 39].   

Le 5 juin 2003, la DSIN a autorisé le réacteur Phénix à remonter en puissance pour un 51ème cycle de fonctionnement. Le réacteur a été autorisé à fonctionner aux deux tiers de sa puissance nominale environ pour six cycles, qui pourrait l’amener à fonctionner jusquà 2008 [DSIN site Web 7.iii.2003].

I.E. Développement du traitement des déchets

Iris, un pilote non-actif d’incinérateur pour déchets alpha, réalisé à Valduc et à l’usine Melox, a été mis en service en 1987. Son fonctionnement suit un processus continu, en deux étapes [CNE 99]. L’incinérateur a été conçu pour un débit moyen de 4 kg/h mais peut supporter des pointes de 7 à 10 kg/h [Clef n° 33, 96]. Il était toujours en fonctionnement en 1999, et servait à des recherches visant à améliorer l’incinérateur de Valduc et à valider les choix technologiques pour l’incinérateur de Cedra [CNE 99 ; CEAD 99].

Le CEA, avec l’aide des Aciéries du Haut-Languedoc (AHL), a mis en service

en 1992 un four à arc électrique, appelé Infante, situé au sein du bâtiment de G2 et G3. La capacité nominale s’élevait à 12,5 t/j, environ 5 000 t/an [LeMo 19.ix.92].

Le four a fondu plus de 5 000 t de métal, provenant de G2 et G3, de Rapsodie, et d’autres sources [Feaugas 94]. Le CEA avait regroupé à Marcoule, pour y être fondues, les ferrailles douteuses provenant de ses centres civils. La fonte était coulée en lingots, qui sont entreposés ou réutilisés dans les centres du CEA [CEAD 94].

Le four a été mis à l’arrêt par le CEA, qui expédie (ou compte expédier) les ferrailles destinées à la fusion à l’installation de fusion de Centraco.

                                                                                                                        --actualisé 3/7/03

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