PROVENCE-ALPES-COTE D’AZUR

Objet : production de Mox et traitement des déchets

I.A.1. ATELIER DE TECHNOLOGIE DE PLUTONIUM (ATPu) -- à l’arrêt

Au cours des premières décennies suivant sa création, l’atelier a permis de produire, grâce à ses deux lignes de production, du combustible métal pour des réacteurs de recherche et les Célestin, du combustible Mox pour les RNR français et pour le prototype Fast Reactor de Dounreay, et du combustible expérimental pour réacteurs à eau ordinaire [Haas 94 ; Wise ATPu 00]. En 1989, la chaîne dédiée à Superphénix avait été convertie dans le but de fabriquer du Mox pour les réacteurs à eau pressurisée, à quantité de plutonium traité constante. L’ATPu a obtenu la même année l’autorisation de diversifier sa production. L’installation a alors produit des barres de combustible Mox pour EDF, et ce jusqu’en 1997, pour un total d'environ 11 t. Jusqu’en 1996, les crayons étaient transportés pour le montage des assemblages à l’usine de FBFC à Dessel ; ensuite, ils ont été expédiés à l’usine Melox à Marcoule.

Le 1er février 1991, Cogéma a repris la gestion de l’ATPu et de LPC, mais le CEA en est resté l’exploitant nucléaire au sens réglementaire [DSIN 93]. Cogéma a lancé le procédé Mimas [Comag viii-x.96].

En 1996, Cogéma a annoncé que l’atelier fabriquerait 25 t métal lourd de Mox (contenant 5 à 6 % de plutonium) par an pour les électriciens allemands pendant la prochaine décennie. L’union des producteurs allemands d’électricité (VDEW) a indiqué que " la production d’environ 300 tonnes de Mox a été essentiellement confiée à la France " en raison de la fermeture de l’usine Mox de Siemens [RGN iii/iv.96]. Une autorisation délivrée en 1996 par l’autorité de sûreté française couvre la production par l’ATPu de " tous types " de barres de combustible Mox, c’est-à-dire destinées au REB ainsi qu’aux REP allemands [DSIN 96]. Les crayons de Mox sont apparemment envoyés à Dessel pour leur assemblage.

L’atelier a fabriqué du combustible spécial pour des expérimentations. En 1995-96, il a produit du combustible pour des assemblages Capra (32 % de plutonium) et Nacre (comportant quelques pastilles contenant 2 % d’oxyde de neptunium) [Comag x-xii.94; Con iv.97].

La DSIN estime que la capacité de production est proche de 45 tonnes de Mox par an. Philippe Pradel, de Cogéma, a confirmé l’existence de deux lignes de production à l’ATPu, mais a déclaré qu’une seule d’entre elles est utilisée pour la fabrication de Mox pour les réacteurs à eau ordinaire. L’ATPu et le LPC ont été créés avant le décret de décembre 1963 établissant le régime des INB. Comme toutes les installations nucléaires antérieures à ce décret, ils ont été inscrits sur la liste des INB par simple déclaration de leur exploitant, le CEA. En l’absence de texte d’autorisation précisant leurs conditions d’exploitation, ils ne sont soumis à aucune limitation de production [Wise ATPu 00].

La Cogéma a annoncé le 22 janvier 2003 que l'usine de fabrication de combustibles MOX de Cadarache cessera sa production commerciale le 31 juillet 2003.  L'usine n'est pas en conformité avec les normes parasismiques applicables et les aménagements nécessaires pour remettre les installations à niveau ne sont pas réalisables "au plan technique ou économique," la Cogéma a indiqué. [AFP 23.i.03]    L'usine a cessé la production commerciale le 16 juillet 2003 [AFP 28.vii.03]. La production de Mox pour les électriciens allemands auront lieu à Melox.

En dépit de l’arrêt de la production commerciale pour des raisons de sûreté, la Cogéma a demandé aux autorités de sûreté française l’autorisation de fabriquer dans ATPu les crayons Mox pour les quatre premiers assemblages tests (Lead Test Assemblies) pour le programme américain d’ “élimination” de plutonium militaire.  Le combustible, que la Cogéma voudrait assembler à Melox à Marcoule, serait utilisé dans le réacteur nucléaire Catawba-1 de Duke Energy en Caroline du Sud au printemps 2005.  L’utilisation du Mox test s’inscrivait dans le cadre de l’engagement conjoint de la Russie et des Etats-Unis d’éliminer, de chaque côté, 34 t de plutonium en “surplus” de leur arsenal nucléaire.  Une usine de fabrication de Mox manquait encore aux Etats-Unis [NucF 24.xi.03].

En octobre 2004, ATPu a produit les pastilles et les crayons de combustibles pour le programme américain, Eurofab.  Les opérations d'assemblages ont été réalisées à l'usine Melox, début 2005.

Problèmes

Un rapport de l’IPSN datant de 1994 a établi que la sismicité dans la région de Cadarache " accuse une recrudescence significative depuis la fin décembre 1993 " [Wise ATPu 00]. En 1995, la DSIN a informé Cogéma qu’elle devait mettre son installation à l’arrêt peu après l’année 2000 en raison des risques sismiques. En attendant cette échéance, elle doit " prendre des mesures compensatoires immédiates " [DSIN 96]. Selon la DSIN, l’ATPu " ne résisterait ni au séisme majoré de sécurité et ni même au séisme maximal historiquement vraisemblable. Par ailleurs, le renforcement de l’installation paraît techniquement difficile à réaliser " [DSIN 97]. En 1998, la DSIN a rejeté un " projet de couverture parasismique de l’installation, faisant appel à des techniques innovantes " et " a rappelé au directeur du Centre de Cadarache sa demande d’un engagement clair de fermeture de l’ATPu peu après l’an 2000 " [DSIN 98]. En janvier 2001, André Lacoste, directeur de DSIN, a indiqué que si Cogéma ne fournit pas de projet de fermeture de l’ATPu avant la fin de l’année 2002, les autorités de sûreté feront le nécessaire pour le fermer à ce moment. En fait,  Cogéma avait déjà présenté des éléments d’un projet, mais celui-ci consistait essentiellement à transférer la production de Mox de Cadarache à l’usine Melox à Marcoule [DSIN 99, 00 ; NucF 27.xi.00 ; Wise ATPu 00].  Cogéma a reçu l'autorisation d'augmenter la capacité de Melox le 3 september 2003 [Con i.04]. (Voir sous Marcoule--Melox.)

Selon les prescriptions techniques, le plutonium que recevait l’ATPu ne devait pas contenir plus de 1 % d’américium. Du fait de l’allongement des délais dans la chaîne du combustible, " l’accumulation de stocks de plutonium à forte teneur en américium rend problématique le respect de cette limite. Aussi, l’installation semble s’être régulièrement retrouvée dans les années 90 en situation de dépassement de cette norme " [Wise ATPu 00].

L’ATPu était moins automatisé que ne l’est l’usine Melox. Des ouvriers manipulaient toujours du plutonium dans des boîtes à gants, ce qui pouvait aboutir à des accidents. Le 25 avril 1999, un opérateur, travaillant dans une boîte à gants, a été blessé par un éclat métallique provenant d’un conteneur. L’éclat a d’abord traversé ses gants de protection avant de le contaminer par de l’oxyde du plutonium en poudre [Con vi.99].

La Cogéma a signalé à deux sociétés allemandes " une anomalie survenue sur un logiciel " à l’ATPu. Les sociétés allemandes, Siemens et la compagnie d’électricité Bayernwerk ont mené un audit. Le logiciel en question assurait l’enregistrement du deuxième contrôle-qualité effectué sur des échantillons statistiques de pastilles de combustible. Selon la Cogéma, la fonction du logiciel " n’affecte pas la qualité du combustible ". Wise-Paris a relevé que c’est la même déficience et la même excuse que BNFL a utilisées après la découverte d’une falsification du contrôle-qualité dans son usine Mox de Sellafield [Wise ATPu 00].

L’ATPu et son complément, le LPC, ainsi que l’ATUe (voir ci-dessous), ont un historique chargé d’ " incidents " liés à la manipulation des matières fissiles. Par exemple, en 1974, l’ATPu a par erreur envoyé une barre de combustible Mox à l’ATUe pour la récupération de la matière fissile, tout en traitant deux barres d’uranium contenant 27 % d’uranium 235 elles-mêmes destinées à l’ATUe. Cette erreur a seulement été découverte en 1976, lors de l’ouverture de la barre de combustible Mox à l’ATUe, qui a provoqué la contamination de vingt-deux personnes, dont une qui reçut une dose de 0,38 Sv [CHSCad 16.v.77]. En 1992, la DSIN a interrompu pendant plusieurs semaines la manipulation de matières fissiles au sein de l’ATPu, du LPC et de l’ATUe, après avoir découvert un manque de respect des recommandations techniques, en particulier celles prévues pour empêcher la criticité [DSIN 92]. Le 17 décembre 1996, à l’ATPu, des ouvriers ont incorporé dans quatre dispositifs une masse de matière fissile supérieure de 50 % à celle autorisée. La marge de sûreté intégrée a permis d’empêcher un accident de criticité [Con ii.98].

Assainissement et démantèlement

Areva NC a procédé depuis l'arrêt de ses productions commerciales, au conditionnement sous forme de crayons des rebuts de fabrication. et au reconditionnement de PuO2 en boîtes identiques aux celles utilisées à La Hague dans la perspective d'évacuer vers La Hague l'ensemble du plutonium provenant de la production de combustible et restant sur le site de Cadarache.  Cette activité devait s'achever avant le mois de juillet 2008 [Areva Cadarache 07].

Le traitement par l’usine de la Hague nécessitait une modification de l’autorisation d’exploitation de l’usine. Cogéma a demandé, dans le cadre de la procédure de révision globale de ses usines UP2-800 et UP3 à La Hague, l’autorisation de principe de procéder à ce traitement – sous réserve d’une examen spécifique de sa sûreté. Cogéma a recu cette autorisation de principe [JO 11.i.03].

Le démantèlement des boîtes de gants a débuté en ou avant 2005 [Areva Cadarache 05].. L'enquête publique concernant une demande d'Areva d'une autorisation de Mise â l'Arrét Définitif et de Démantèlement des installations s'est déroulée en juin et juillet 2008.  Le  démantèlement à grande échelle devrait débuter en 2009 et terminer en 2013 [Areva Cadarache 07].

                                                                                                                                               ---actualisé le 17 septembre 2008

.A.2. LABORATOIRE DE PURIFICATION CHIMIQUE (LPC)

Pour le compte d’ATPu cet atelier assure le contrôle de qualité des pastilles et le traitement des déchets et rebuts, notamment pour récupérer des matières fissiles. En 1994 Cogéma traitait séparément les “rebuts,” les “rebuts sales,” les “déchets riches” et les “déchets” ordinaires. Il est à supposer que le traitement des déchets est à peu près pareil aujourd’hui.

Les “rebuts” étaient recyclés directement lors de l’étape du mélange des poudres ; les “rebuts sales” étaient traités par voie chimique, si nécessaire par un cycle d’extraction type Purex.

Un procédé sec aurait été mis en service en 1995. Pour ce procédé, les rebuts étaient calcinés sous une atmosphère réductrice et ensuite broyés. La poudre produite pourrait être ajoutée à la poudre fraîche jusqu’à un niveau de 20 %.

Les “déchets riches” étaient traités selon leur type. Les déchets cellulosiques subissaient la digestion acide. Les déchets métalliques subissaient un lavage par fréon. Les déchets broyables, après broyage, subissaient un lavage alcalin. Les boues provenant des trois procédés passaient, quelquefois après dissolution et filtration ou séchage, à l’unité de traitement des rebuts. Les déchets comprenaient les déchets sulfuriques, le fréon contaminé, et les déchets alcalins [Haas 94].

En 1985, le CEA avait mis en service pour le traitement des “déchets riches” une chaîne comprenant le cryobroyage. Le CEA a noté en 1990 que l’installation de cryobroyage devait être “ arrêtée en 1990, compte tenu des problèmes liés à la difficulté de contrôler la rétention du plutonium dans l’installation (risque de criticité) ” [CEAP 90]. Le démantèlement de l’installation de cryobroyage est programmé pour la période 2001-2004 [CEAD 97]

(En dépit de ces procédés, au moins une partie des pastilles de combustibles envoyées au rebut étaient insérées dans des barres de combustible en acier inoxydable, qui étaient assemblées puis envoyées à La Hague pour être stockées au HAO/Nord [DSIN 97].)

Objet : production d’UO2 et traitement des déchets

Exploitant : CEA

Période d’exploitation : 1965-1995 sauf l’incinérateur -1997

Procédé : conversion par voie sèche et voie humide

Matières premières : UF6, déchets et rebuts d’autres sites

La production a été arrêtée en 1995, mais l’incinérateur devait continuer à fonctionner jusqu’en fin 1997 [CEAD 95]. C’était le seul incinérateur du CEA pour les liquides organiques contaminés d’alpha [Con x.96].

En 1994, ATUe assurait :

--la conversion en oxyde frittable d’UF6 en provenance des usines d’enrichissement ;

--le retraitement chimique des rebuts de fabrication des éléments combustibles afin de récupérer l’uranium ;

--“ la fusion de l’uranium métal pour ajustements isotopiques en milieu liquide ” ;

--l’incinération de liquides organiques faiblement radioactifs [DSIN 94].

L’incinérateur, qui est entré en service en 1981, offrait en 1988 une capacité de 20 à 50 l. Selon les chercheurs du CEA, l’installation rejetait moins de 3 700 Bq/m3 de gaz. L’installation créait 7 kg de cendres/m3 de liquides incinérés, sauf pour des solvants contenant du TBP ; pour le TBP, 70 kg/m3 de liquides en raison de l’adjonction d’un sel de calcium [Bartoli 88].

Les travaux de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement devraient être engagés à partir de 2003 [DSIN 00]. Pendant la préparation du démantèlement, on a fait la découverte inattendue de 10 g de plutonium dans un lot de matière censé contenir 2 kg d’oxyde d’uranium enrichi [DSIN 97].

I.C. Laboratoire d’examen de combustibles actifs (Leca)

Objet : examen, traitement et conditionnement de combustibles, en particulier de combustibles anciens

Exploitant : CEA

Période d’exploitation : Leca, depuis 1964 ; Star, depuis 1995

Procédé : pour les combustibles anciens, séchage, hydruration, oxydation

Capacité nominale : Star, 450 éléments de combustible/an

Leca effectue l’examen destructif et non destructif de combustible UNGG, REP (en particulier du type Mox), RNR et de combustible irradié dans les réacteurs expérimentaux de Cadarache. Leca fait l’objet d’une importante rénovation, qui a débuté en octobre 2000. Le CEA souhaite pouvoir exploiter l’installation encore dix années après l’achèvement des travaux. La sûreté de l’installation rénovée doit faire l’objet d’une réévaluation, dans le courant de l’année 2001, par le Groupe permanent d’experts chargé des laboratoires et usines (auprès de la DSIN)

Star, une extension de Leca, est destinée prioritairement au traitement et au reconditionnement de combustible irradié UNGG. Elle effectue également des examens destructifs et non destructifs de combustibles REP. " À terme, [Star] devrait reprendre les activités d’examen réalisées actuellement au Leca " [DSIN 00].

En septembre 1998, la DSIN a autorisé l’implantation du procédé Fabrice (la refabrication de crayons courts) en provenance du Leci à Saclay, dans la cellule 6 du Leca [Con xiii.98].

Le premier projet de Star est le traitement et le reconditionnement de 16 t de combustible ancien UNGG entreposées depuis plus de 25 ans dans deux piscines de l’INB 56 à Cadarache (voir plus loin). La reprise des combustibles des deux piscines devrait être achevée vers 2006 [CEAPr 18.xi.99]. De l’eau s’est infiltrée à l’intérieur des conteneurs de ce combustible et a réagi avec l’uranium métal, créant des produits instables et pyrophoriques.

Dans la cellule C1, le CEA effectue le dégainage et ensuite stabilise le combustible dans un four au moyen du séchage, de la déshydruration et de l’oxydation de l’uranium métal. Le combustible stabilisé est scellé dans des conteneurs en alliage aluminium/AG3, entreposé dans une fosse en cellule C3, et ensuite transporté vers une usine de retraitement ou, depuis l’arrêt d’UP1, vers l’installation Cascad [CNE 98].

À l’avenir, selon le CEA, Star réalisera des projet spéciaux, éventuellement la stabilisation du combustible provenant de Brennilis. L’installation est équipée pour recevoir et décharger la plupart des types d’emballages européens [défi ix.94].

LES REJETS

Star est autorisé à rejeter 37 TBq/an d’effluents actifs y compris 3 TBq/an de tritium. Le rejet de particules alpha est interdit [JO 31.vii.94].

La désintégration de la surface du combustible UNGG générait de l’uranium pulvérulent contaminé de produits de fission. Le CEA note que la cellule C1 où le combustible est traité, “ est prévue d’être fortement contaminée ” [CEAD 94]. Pour atteindre un rejet zéro de particules alpha, les systèmes de filtration auraient dû être à 100 % efficaces, une perfection rare, sinon impossible.

“ L’étude définitive” note que l’eau dans les conteneurs du combustible sera éliminée rapidement par évaporation dans le circuit d’extraction. Cette eau serait hautement contaminée. Il faudra donc appliquer une filtration extrêmement efficace.

Pour 450 conteneurs d’éléments stabilisés, le CEA crée 4,5 t de déchets d’acier hautement contaminés provenant des conteneurs originels, 500 kg de magnésium provenant des gaines et 30 kg d’alliage d’aluminium provenant des nouveaux conteneurs rebutés. Le maintien des cellules crée également des déchets solides [CEA (93?)].

I.D. Atelier de découpage des assemblages combustibles (LDAC)--à l’arrêt

L’atelier a contrôlé et conditionné des éléments de combustibles irradiés ; et a effectué des études de neutronographie à des fins militaires jusqu’en 1994. Dans le sous-sol était situé un réacteur de neutronographie “ essentiellement constitué d’une cuve contenant une solution de nitrate d’uranyle enrichi à 93 % ” [DSIN 92].

En 1991, le CEA a procédé à la vidange de la solution de nitrate d’uranyle et a restitué la solution et les effluents de rinçage des circuits à Valduc. Egalement en 1991, le CEA a informé la DSIN que les trois cellules qui traitaient des combustibles seraient démantelées en 1994-95.

LDAC et Rapsodie sont tous les deux situés dans l’INB 25, et en mai 1995, LDAC était toujours " dans un contexte post-accidentel ", suite à l’explosion de mars 1994 (voir Rapsodie ci-dessous). En 2000, l’atelier était assaini et en attente de démantèlement. En novembre 2000 la DSIN a autorisé l’exploitation d’un laboratoire de métallographie actif, une ICPE située dans le même laboratoire que LDAC [DSIN 00].

I.E. Laboratoire d’études et de fabrication des combustibles avancés (Lefca)

Objet : R&D concernant les combustibles à base de plutonium

Exploitant : CEA

Période d’exploitation : depuis 198? ; l’exploitation a été autorisée en 1981

Procédé : voie sèche

Matières premières : plutonium, uranium et les actinides mineurs

Capacité nominale : plusieurs centaines de kg de combustible

Lefca mène des études de base sur le plutonium, l’uranium, les actinides, et leurs composés ; des études hors pile concernant le comportement des combustibles en réacteur et dans les différentes étapes de la chaîne du combustible ; et la fabrication de capsules et d’assemblages expérimentaux pour les essais d’irradiation.

En utilisant les procédés voie sèche, le laboratoire peut prendre en charge des programmes relatifs au combustible REP/Mox et ceux de Capra, Spin. Les moyens comprennent une chaîne de fabrication expérimentale et une chaîne de fabrication pilote (Inca, Installation nouvelle pour combustibles avancés). Inca est constitué d’une ligne pour la production de Mox à l’échelle 1/10 industrielle. La capacité est de plusieurs centaines de kg de combustible ; Inca peut manipuler 1 kg de matière fissile [DSIN 92].

PROBLEMES

Au cours des dernières années, le laboratoire a subi une série de problèmes concernant la gestion des matières fissiles:

septembre 1996: Des écarts ont été constatés sur plusieurs lots de matières fissiles dans le magasin de poudres [DSIN 98].

juillet 1997: Pendant l’investigation entreprise par l’exploitant, celui-ci a constaté la présence d’environ 170 g de plutonium dans un lot censé contenir uniquement de l’oxyde d’uranium naturel [DSIN 98; Con viii.98]. Après cet incident, les activités du laboratoire ont été arrêtées, et le CEA a entrepris un inventaire des matières dans les magasins du laboratoire, y compris le magasin de poudres et un magasin d’aiguilles [Con xii.98].

juin 1998: Au cours de cet inventaire, un dépassement des limites de masse (920 g pour une limite de 750 g) a été constaté dans un des magasins de stockage. Ce dépassement n’a pas provoqué d’accident de criticité; les limites fixées comprennent des marges importantes [Con viii.98].

juillet 1999: La masse de matière fissile présente dans une cellule a été portée à 374 g pour 350 g autorisés, quand un conteneur qui avait été contrôlé vide a été transféré dans la cellule. Un contrôle de routine a constaté la présence de 40 g de matière fissile dans le conteneur. [Con x.99].

Une reprise partielle d’exploitation du laboratoire a été autorisée en avril 1999 afin de permettre la fin des opérations de l’inventaire [Con x.99]. En février 2000, après achèvement de l’inventaire, la reprise de l’activité nominale a été autorisée [DSIN 00].

Le référentiel de sûreté transmis par le CEA en 1996 et 1997 a été jugé non recevable en 1998 pour ce qui concerne le risque sismique. Ce référentiel de sûreté et le bilan de l’inventaire doivent faire l’objet, pendant le courant de l’année 2001, d’un examen par le Groupe permanent d’experts chargés des laboratoires et des usines (auprès de l’autorité de sûreté).

I.F. Labo UO2

Ce laboratoire effectue la qualification de poudres UO2 et “ la simulation de certaines étapes du procédé de fabrication du combustible Mox en remplaçant le plutonium par d’autres éléments (tels le cérium) ”. Tous les procédés d’élaboration peuvent être testés [Millet 95].

Technicatome assure la maîtrise d’oeuvre industrielle des chaufferies des sous-marins nucléaires et du porte-avions Charles-de-Gaulle. Ses moyens d’essais sont regroupés à Cadarache :

--des réacteurs prototypes (voir ci-dessous)

--“ des halls d’essais mécaniques et électriques, pour la mise au point de divers composants (...), le montage d’ensemble, et l’entretien des matériels embarqués ” ;

--“ un atelier de fabrication de combustible, pour l’ensemble des réacteurs prototypes et de série équipant les SNLE, SNA et le porte-avions Charles-de-Gaulle ” [CEACad nd].

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