LANGUEDOC-ROUSSILLON

Objet/type : réacteurs graphite-gaz pour la production de plutonium militaire, secondairement d’électricité

Propriétaire : CEA et EDF

Exploitant : CEA puis Cogéma

Période d’exploitation : 1958-1980 et 1984

Puissance : 200 MW thermique au début, portée à environ 260 MW thermique, pour 38 MW électrique

Combustible : 120 t puis 150 t d’uranium métal naturel ou appauvri par réacteur

Modérateur : 1 200 t de graphite ; fluide réfrigérant : CO2

G2 et G3 ont produit environ 2 780 kg de plutonium (± 160 kg soit ± 5,7 %). Le plutonium aurait été contenu dans environ 7 100 à 10 500 t de combustible irradié [Albright 97].

G2 et G3 ont été démantelés au niveau 2. Comme G1, ils ne peuvent pas être démantelés au niveau 3 sans résoudre le problème du graphite contaminé.

Les déchets entreposés dans les installations G2-G3 comprennent 24,1 t de déchets technologiques solides conditionnés en fûts, 544 t de crasses de fusion conditionnées en fûts et en blocs, 4 t de poussières de fusion en fûts, 4 060 t de lingots et blocs de fonte, 902 t de conteneurs en fonte, et 7 châteaux contenant des éléments des barres de contrôle (4,1 TBq). Les cœurs de G2 et G3 sont utilisés pour l’entreposage de 2 400 t de graphite (0,83 PBq) et 2900 t d’aciers activés (0,25 PBq).

L’installation appelée " Dégainage G2-G3 " est entrée en service en 1959. Il semblerait qu’elle ait servi à la fois aux installations G1, G2 et G3. Son rôle comprenait la réception, le stockage et le retrait de gaines en magnésium des combustibles irradiés, le traitement et l’évacuation des châteaux de transport, et le stockage de déchets de structure et des déchets issus du traitement des eaux. L’installation a connu une série de problèmes, aboutissant en 1983 à un feu et à une explosion, qui ont contraint à cesser l’exploitation [CDRPC 94].

L’installation de " dégainage " Mar-400, qui était en cours d’installation quand le feu s’est déclaré, est entrée en service en 1983 et elle est restée en fonctionnement pendant la totalité de la durée de vie d’UP1. Elle sert maintenant à stocker des déchets.

L'Andra énumère ainsi les déchets entreposés au " dégainage " (probablement G2-G3), à Mar-400, et dans la fosse 0 de G1 : magnésium (1 616,1 t), graphite (986,5 t), inox (31,8 t), zircaloy (7,6 t), fer (15 t), aluminium (56,6 t), et alumine (2,7 t), résines (24,2 t dans CDS et Mar-400), zéolites et diatomées (131,7 t) [Andra 00].

Objet : production de plutonium, à l’origine plutonium militaire

Type : usine de retraitement

Période d’exploitation : 1958-1997

Matières premières : combustible uranium naturel graphite gaz, couverture de Phénix, et divers

L'usine UP1 a été construite pour retraiter le combustible de G1, G2 et G3 et en récupérer le plutonium pour des usages militaires. En 1965, l’installation a traité pour la première fois du combustible provenant d’un réacteur EDF. Après le démarrage d’UP2/HAO à La Hague, le retraitement du combustible uranium naturel graphite-gaz (UNGG) d’EDF et d’autres électriciens a été progressivement affecté à l’UP1 ; et depuis janvier 1987, UP1 était la seule usine à retraiter du combustible UNGG. UP1 a également traité le combustible EL4, les couvertures de Phénix, et des alliages d’aluminium des Célestin et des réacteurs de recherche. L’arrêt définitif du retraitement militaire a eu lieu en 1994 [Ener 15.xi.93].

En 1996, UP1 a retraité les dernièrs combustibles UNGG provenant d’EDF

et de Vandellos en Espagne. L’installation reçevait en même temps des solutions de dissolution de combustibles oxydes à retraiter au niveau de la liaison Tor-UP1.

En 1997, elle retraitait des combustibles provenant essentiellement du CEA, qui auraient été reconditionnés dans l’installation Star. Les quatre derniers mois de 1997 étaient consacrés au rinçage de l’installation.

Entre 1958 et fin 1995, UP1 a traité 5 906 t de combustibles "civils" [Bourgeois 96]. Depuis 1975, UP1 aura retraité 161 506 éléments de combustibles en provenance de Vandellos, représentant un total de 1 655 t d’uranium [MiLi 26.xi.94]. Selon le CEA, l’usine a retraité au total 18 565,76 tonnes de combustible, dont 17 685 t de combustible UNGG [Rivasi 00].

Au début le plutonium produit sortait de l’usine sous forme de lingots de métal destinés à des utilisations militaires. Par la suite, au moins une partie du plutonium était transformée en oxyde de plutonium pour des fins commerciales. Une chaîne de conditionnement de PuO₂ a été mise en service en 1990 [CoMar 91].

Les circuits d’UP1 ont été rincés, et UP1 et ses installations annexes sont actuellement en cours d’assainissement, un processus qui devrait se poursuivre au moins pour les quelques trente ans à venir. Le processus comprend trois programmes : la mise à l’arrêt définitif (MAD) ; la surveillance et le démantèlement (DEM) ; la reprise et le conditionnement des déchets (RCD).

Cinq installations de production seront décontaminées en même temps qu’UP1. Il s’agit des installations " Dégainage G1 ", " Dégainage G2-G3 ", Mar-400, de l’installation de " stockage liquide des produits de fission ", et del’AVM (pour ce qui concerne l’AVM, voir la rubrique Déchets Liquides ci-dessous). Les six installations et leurs équipements annexes sont constitués d’une soixantaine de bâtiments et ouvrages. Cinq ateliers dits de supports, soit l’équivalent de quelque cinquante bâtiments et autres structures, rentreront également dans le cadre du programme. Il s’agit de la Station de traitement des effluents liquides (Stel), de l’Atelier de conditionnement et d’entreposage des déchets solides (CDS), de l’Atelier de décontamination du matériel (ADM), del’Atelier de décontamination du linge (ADL), et enfin d’un laboratoire d’analyse chimique.

Le programme MAD consiste à retirer de l’îlot nucléaire les équipements qui ne sont pas nécessaires pour assurer la sécurité de la zone, à renforcer les barrières de confinement des radionucléides de l’îlot, et à faire l’inventaire des niveaux de radioactivité.

Fin 2000, à la Haute Activité UP1 les trois chantiers de MAD des lignes plutonium, uranium, et solvant (sur les six prévus) étaient terminés (MAD globalement réalisée à 60%) ; à la Moyenne Activité UP1 les rinçages étaient « pratiquement terminés », 34 boîtes à gants avaient été assainies et 11 démantelés (MAD globalement réalisée à 87%) ; « à l’atelier de Dégainage » (Dégainage G2, G3 ?), les piscines et les fosses avaient été vidées, assainies, et mises en peinture (MAD globalement réalisée à 77%) ; à MAR 400, le magasin uranium et ses équipements et les trois cellules qui assuraient le dégainage avaient été assainis (31 sur 34 chantiers terminés) [CogMar ii.01 ; CLIGard 13.vi.01].

Le programme MAD, une fois achevé, doit être suivi d’une dizaine d’années de " surveillance active " du site, qui devrait débuter à la fin de l’année 2004 [CEAD 99]. C. Bataille a indiqué en 1997 que le démantèlement au niveau 2 devrait commencer aux alentours de 2012, et durer environ jusqu’en 2029. Ce démantèlement doit permettre une surveillance (passive) réduite et une demande de reclassification des installations, actuellement classées INBS, en tant qu’ICPE [CEAD 98]. Le démantèlement au niveau 3 demeure " un objectif toujours possible, mais non urgent " [Bataille 97].

Un groupement d’intérêt économique, Codem (Conditionnement des déchets et démantèlement de Marcoule – 45 % CEA, 45 % EDF, 10 % Cogéma) décide, finance, et contrôle les opérations d’assainissement d’UP1 et des installations associées. L’opérateur principal est la Cogéma.

Cogéma prévoit que les déchets suivants vont être produits pendant le démantèlement : d'une part, pendant la phase MAD, environ 130 conteneurs de verres de 180 litres, 2 400 à 3 200 fûts de bitumes de 220 litres, et 20 à 50 m³ de déchets technologiques de type B (moyenne activité) ; d'autre part, pour l’ensemble du démantèlement, 5 550 m³ de déchets B et C non conditionnés [CNE 99]. Cette liste n'est pas exhaustive.

Objet/type : réacteurs type piscine pour la production de tritium, de plutonium, et d’autres radioéléments

Période d’exploitation : depuis 1967 et 1968 respectivement

Puissance : 200 MW thermique chacun

Combustible : plaques de plutonium-aluminium puis uranium-aluminium à l’uranium hautement enrichi

Modérateur : eau lourde

Liquide réfrigérant : eau lourde (60-80 t d’eau lourde chacun)

Les réacteurs irradient des cibles de lithium/aluminium pour la production de tritium. Ils ont également participé à la production de radioéléments et de transuraniens [BIST xi-xii.70].Vers 1978, ils ont commencé à produire du plutonium 239, entraînant une réduction de la quantité de tritium produite.

La production de plutonium a été arrêtée en 1991, mais la production de tritium continue. Les réacteurs fonctionnent alternativement depuis mai 1991 [CogRa 91] et, en 1993, les réacteurs fonctionnaient " à moins de la moitié de leur capacité " [CDRPC 94 ; Ener 15.xi.93].  La production de tritium dans les Célestin sera arrêtée définitivement vers 2012 quand la production débutera dans le Réacteur d'essais à terre (RES) à Cadarache [Boucheron 2001].

Les Célestin, exploités à 80 % de leur capacité, pourraient produire 100 kg/an de plutonium " militaire ". Ils auraient ainsi produit, entre 1980 et 1990, 500 à 1 500 kg de plutonium au total. En mode tritigène, ils pourraient avoir produit 1,5 kg/an de tritium [Albright 97]. Le tritium se forme dans l’eau lourde pendant le fonctionnement des réacteurs.

Les déchets provenant des réacteurs Célestin comprennent 40 t d’aluminium stockées en 1997 à l’APM et des déchets tritiés provenant de la fusion de l’aluminium [CNE 98] (voir la description du CDS ci-dessous). Selon Michèle Rivasi, qui cite le CEA, l’usine UP1 a retraité 665,7 t de combustible plutonium des Célestins [Rivasi 00].

                                                                                                     --actualisé le 30 mai 2004

Période d’exploitation : depuis 1967

Matières premières : cibles de lithium-aluminium irradiés

Déchets : rejets importants de tritium ; lingots contaminés

Les principales étapes du procédé sont :

— l’extraction des gaz par fusion des cibles,

— la séparation chimique des gaz hydrogène – y compris le tritium – d’une part, et des autres gaz d’autre part,

— et l’enrichissement en tritium par diffusion thermique [Hugony 77].

Les cibles qui sont fondues à l’ATM sont contaminées par des produits d’activation. Les résidus de tritium, mais aussi les radionucléides qui ne deviennent pas volatiles, restent dans la masse fondue formée dans le creuset après fusion [CDRPC 94]. Les masses de fusion sont stockées à Marcoule dans une zone prévue spécialement pour le stockage des déchets tritiés. L’emplacement précis n’est pas connu. Chaque année, 20 à 30 culots de fusion sont produits. En 1997, la zone de stockage pour déchets tritiés contenait 270 culots de fusion destinés au conditionnement, ainsi que 1295 fûts de 200 litres dans des surfûts de 300 litres [CNE 98]. Nous ne savons pas si les déchets contenus dans les fûts sont entièrement composés de culots de fusion. Des pièges d’azote étaient utilisés (et le sont peut-être encore) pour piéger les eaux tritiées. Nous ne connaissons pas l’emplacement de ces pièges [CDRPC 94].

Les liquides considérés comme non-radioactifs sont expédiés par des tuyaux d’écoulement classiques puis rejetés, après contrôle, dans le contre-canal du Rhône. “En Septembre 1997, le niveau de radioactivité maximal causé par le tritium était de 27 Bq/l” [HC 98]. Les déchets hautement radioactifs sont vitrifiés, les autres liquides sont traités dans une usine appelée la STEL.

Objet/type : installation industrielle de vitrification

Période d’exploitation : depuis 1978

Procédé : fonctionnement en continu

Matières premières : solutions de très haute activité

Capacité nominale : 30 m3 ou 80 t/an de verre

Production réelle: 30 conteneurs de verre en 1999

L’atelier peut vitrifier 36 l/h de solutions concentrées de produits de fission et de transuraniens provenant du retraitement et d’autres sources.

Les conteneurs de verres sont entreposés dans des puits verticaux construits dans des fosses bétonnées à l’intérieur d’un hall contigu à l’AVM. En 1995, l’installation disposait de cinq fosses d’une capacité totale de 3 800 conteneurs [CNE 95]. ]. En mi-2000, 2793 conteneurs de verres étaient entreposés à l’AVM , ainsi que 131 conteneurs de déchets technologiques, et 258 m3 de solutions de produits de fission Actuellement l’AVM vitrifie les effluents de rinçage les plus actifs issus des opérations de Mise à arrêt définitif de l’UP1. L’installation a réalisé 35 conteneurs de verre en 2000 [Andra 00 ; CliGard 13.vi.01].

Le CEA y apporte pour les vitrifier les effluents de très haute activité de Fontenay-aux-Roses, Cadarache, et Valduc. Une station de dépotage des effluents THA (très haute activité), opérationnelle sur le site de Cogéma depuis 1994, est utilisée pour transférer ces effluents de leurs citernes de transport vers les cuves de stockage de l’AVM [CEAD 98].

Selon C. Bataille, AVM “doit fermer définitivement en 2001” [Bataille 97].

La Stel traite les effluents de la Cogéma, y compris Melox, et du CEAValrho. Elle comporte une unité de coprécipitation et un atelier d’évaporation (Eva) qui comprend deux chaînes d’une capacité de 8 t/h. Les concentrats et les boues sont enrobés de bitume. Les quantités traitées depuis 1990 devront être évacuées en tant que déchets de type B, ceci à cause de leur haute concentration radioactive [CNE 98]. Des liquides traités sont rejetés directement dans le Rhône de façon discontinue. La Stel est équipée de cinq bassins tampons d’une capacité comprise entre 500 et 750 m³ et d’un bassin de rétention de 5 000 m³. Ce dernier peut retenir l’eau en période d’étiage du fleuve [HC 98].

Environ 55 000 fûts de déchets solides de moyenne activité, conditionnés dans du bitume sont stockés dans une douzaine de casemates. L’Andra continue à enrober des déchets radioactifs issues du traitement des effluents liquides à la Stel en bitume. Depuis 1996 les déchets enrobés sonst conditionnés en fûts de 200 l en acier inoxydable. En 1999, la production de déchets solides conditionnées dans du bitume s’élevait à 199 fûts, en 2000 à 148 fûts. L’Andra a agréé la prise en charge au Centre de l’Aube des fûts de déchets bitumés produits par la Stel depuis janvier 1995 sous le label « qualité produit » [CLIGard 13.vi.01]. [CLIGard 13.vi.01]. Des solvants radioactifs dégradés ainsi que diverses huiles sont également entreposés à la Stel.

Les installations pour le traitement de déchets solides comprennent CDS, ADM, et ADL. Le CDS fournit des prestations au CEN Valrho et à la Cogéma. ADM dispose d’un four à plomb qui a permis de recycler 87 t de matériel en 1999, 98% de plus que l’année précédente [MarEnv 00]. En 1996, un incinérateur traitait des déchets solides de forte activité alpha, 1 kg/h [Clef n° 33, 96]. Nous ne savons pas si l’incinérateur est encore en service.

Selon le CEA, les déchets générés à Marcoule depuis quarante ans ont été traités " au fur et à mesure de leur production ". Le CDS manipule tous les déchets solides sauf les verres de très haute activité produits et entreposés dans les installations de vitrification. Le CDS expédie des déchets dits de catégorie A dans les sites de stockage de surface de l’Andra. Il entrepose les déchets dits de catégorie B, principalement conditionnés en fûts bitumés, sur le site, au début, dans les fosses du CDS et plus tard dans les casemates à la Stel. Les déchets considérés comme étant de " très faible activité " sont stockés sur site au CDS [CEAD 99].

Actuellement, les déchets entreposés au CDS comprennent ceux de la liste détaillée ci-dessous (pour les autres déchets stockés , voir APM, UP1, Stel, et les " Dégainages ") :

— 6 000 fûts d’enrobés bitumineux de moyenne activité, entreposés en fosses [CEAD 99]. Les tranchées contiendraient également des " déchets non-conditionnés " [HC 98] ;

— une partie de 900 m³ de déchets technologiques, contenant environ 44 kg de plutonium (le reste se trouvant à UP1 et ECDA) ;

— 3700 m³ de déchets technologiques bêta ;

— des " déchets de réacteurs ", environ 1 000 objets ;

— une partie de 21 m³ de solvants dégradés et d’huiles diverses (le reste se trouvant à la Stel) ;

— 12 220 m³ de terres contaminées (2 GBq alpha, 50 GBq bêta gamma) [Andra 99, 00].

Une liste des sites de stockage pour déchets solides mentionne à la fois un entreposage des déchets tritiés et un entreposage des déchets alpha [HC 98]. L’emplacement de ces déchets et leur quantité ne sont pas connus. Les déchets tritiés ont pendant une période été entreposés sur une aire de stockage de la zone CDS. Mais, en raison d’une contamination par tritium des eaux souterraines (300 000 Bq/l en 1987), les déchets ont été repris et transférés dans un local [HC 98]. Une partie, voire peut-être même la totalité des déchets tritiés est composée de culots de fusion produits à l’ATM (voir l’ATM pour plus d’informations). Les déchets alpha sont d’origines diverses, mais comprennent 30 colis enveloppés de vinyle et des déchets en fûts : non incinérables (544 fûts), incinérables (462 fûts), et compactés (200 fûts et 10 coques C7) [CNE 98].

Les déchets solides présents à Marcoule ne comprennent pas seulement ceux stockés dans les bâtiments spécifiques ou les zones de stockage spécialement prévues. En font partie également ce que l’Andra appelle des " contaminations résiduelles ", des terres contaminées par des fuites et déversements accidentels, qui sont restées en l’état sur place.

En consultant des documents anciens, Cogéma a établi l’inventaire des déchets stockés à Marcoule à la fin de l’année 1987. Cogéma a basé le programme RCD sur cet inventaire. La priorité de ce programme est le retrait et le reconditionnement des déchets bitumés provenant du retraitement, stockés dans des tranchées dans le CDS ou à proximité, à l’extrémité nord-est du site. La totalité des déchets bitumés issus du retraitement (CDS et Stel) soit, en mai 1999, 61 397 fûts (470 TBq en émetteurs alpha et 42 000 TBq en émetteurs bêta/gamma) sera en fait " l’objet d’un vaste programme de reprise " [Andra 00 ; CEAD 99]. La gestion de tels déchets représente un véritable défi. La préparation des déchets pour l’Andra nécessiterait en effet la séparation du bitume et des boues, une réduction de l’activité de ces dernières (ce qui créerait d’autres déchets), et un reconditionnement [CFDT 93]. La CNE estimait en 1998 qu’environ 60 % des déchets contenus dans les fûts existants pourront être envoyés à l’Andra pour un stockage en surface, ceci probablement après reconditionnement [CNE 98].

L’Entreposage intermédiaire polyvalent (EIP) a été réalisé par la Cogéma pour entreposer des déchets de type B, principalement les fûts de bitumes du site. La mise en service a été autorisée en janvier 2000, et la reprise des fûts a démarré [CEAD 99].

L’Enceinte de Reprise des Fûts de Bitume (ERFB) est destinée à reprendre les 6 000 fûts entreposés dans les fosses de la zone nord. Jusqu’à 1996 les déchets radioactifs issus du traitement des effluents liquides à la Stel étaient conditionné en fûts en acier noir qui présentent actuellement un début de corrosion. Les fûts en acier noir seront donc reprises et conditionnés en surfûts inox en vue d’un entreposage de longue durée dans l’EIP [MarEnv 00]. Fin 2000, L’ERFB avait repris, conditionné et envoyé vers l’EIP 448 fûts de bitume [CogMar ii.01]. 

L’Equipement de Reprise des Fosses Stel (ERFS) pour les déchets dits faiblement radioactifs a été mis en service en 2000 [CliGard 13.vi.01]. L’ERFS a entré en service en 2000 [CLIGard 13.vi.01].

Le projet Atena doit répondre aux besoins d’une installation centrale de traitement des déchets de sodium (Na) radioactifs issus de la recherche et développement du CEA. Elle sera composée d’un module d’entreposage, d’un module d’ateliers de traitement et d’un module de transformation de la soude en déchet solide ultime. Des procédés de destruction du sodium à l’eau et à l’eau sodée seront mis en oeuvre. Ils aboutiront à la création d’effluents liquides, qui sont des solutions aqueuses radioactives de soude. Le sodium à traiter comprend entre autres des déchets solides, et pourrait même être composé uniquement de ceux-ci. Le sodium des circuits de Phénix et de Superphénix ne sera pas traité ; ces grands lots homogènes de sodium seront traités sur site. En 2001 l’avant-projet sommaire doit être terminé et l’avant-projet détaillé doit être commencé [CLIGard 13.vi.01]. L’installation devrait être mise en service en 2006 [CEAD 99].

II.F.5. CASCAD 2—EN PROJET ?

Selon un document CEA présenté à une réunion de la CLI du Gard, 13 juin 2001, le CEA prépare un rapport provisoire de sûreté pour Cascad 2, entreposage de combustibles usés à Marcoule.

                                                                                                                                     ---actualisé 17/8/01

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