Laboratoire d’analyses de matériaux actifs (lama)

Ce laboratoire effectuait l’étude de combustibles irradiés à base d’uranium ou de plutonium (en particulier en provenance des réacteurs de recherche) et de matériaux de structure des réacteurs. Il fut mis en service en 1968 ou plus tôt, et les expérimentations ont cessé à la fin de l'année 2002 [Andra 07]. Ce laboratoire comprenait une partie "haute activité" ; et une partie "très haute activité", dénommée le Laboratoire de Très Haute Activité (LTHA). La partie "haute activité" était constituée de six cellules blindées de plomb; le LTHA était constitué d’une chaîne de six enceintes en béton baryté [DSIN 99].

Selon un document du CEA, LAMA comprenait un four de fusion du sodium, qui devait recevoir du sodium provenant de Siloé [CEAPr 29.iv.99]. Pourtant, des articles de presse ont affirmé que 50 kg de sodium et potassium, qui servaient au refroidissement des expériences, devaient être envoyés à l’installation Aténa de Marcoule (qui devait être mise en fonctionnement en 2006), pour y être détruits [LeMo 25.vi.99; Echo 3.v.99]. En 2004, 4kg de sodium-potassium contaminés par des produits d'activation et de fission étaient entreposés à Lama [Andra 06].

En 2007, les laboratoires radioactifs 1 et 2 ont été démantelés et l'évacuation des prélèvements de combustible qui avaient été envoyés à Lama pour y être étudiés a été achevée [CEAGren 07]. A Cadarache (INB 22), Pégase a reçu des prélèvements de combustible provenant

de Lama.

ANCIENS PROBLEMES

Les déchets du LAMA comprenaient 92 t de plomb et de ferrailles, que le centre a confiés à la société Radiacontrôle au cours de l’hiver 1992/93, afin qu’elle procède à leur décontamination dans son établissement de Pierrelatte. Ils présentaient une activité de 1,5 milliard de Bq. Le centre a accepté des certificats de contrôle de l’entreprise Radiacontrôle, sans demander de preuves quant à la destination précise des déchets.. Les autorités ont appris quelque temps plus tard que les opérations de décontamination menées par Radiacontrôle ne respectaient pas la réglementation.

Lors d’un contrôle Euratom, le 27 juin 1997, le CEA a découvert qu’un crayon irradié de combustible Mox qui, selon l’inventaire comptable des matières nucléaires, était inscrit comme figurant dans le site d’entreposage de LAMA, était en fait manquant [Con iii.99]. Le crayon manquant n’a jamais été retrouvé. La DSIN a affirmé qu’il avait probablement été envoyé au Centre de la Manche dans l'une “des nombreuses coques de béton contenant des déchets radioactifs" [DSIN 99].

Laboratoires de la section de génie chimique

Une brochure de présentation du centre exposait, en 1988, l’importance des travaux effectués : " Depuis 1960, la section de génie chimique de Grenoble développe principalement des procédés de séparation isotopique, grâce à ses compétences en génie chimique et en électrochimie.

--Les études sur le lithium se sont concrétisées par les réalisations industrielles de l’usine de Miramas ; elles se poursuivent par la recherche de nouveaux procédés.

--Les études sur l’uranium concernent exclusivement l’enrichissement isotopique :

--par diffusion gazeuse (jusqu’en 1971) ;

--par ultracentrifugation (de 1963 à 1969) ;

--par traitements chimiques . . .

--par procédé laser, avec la mise au point (de 1979 à 1982) d’un four à vapeur d’uranium.

--Les études sur les isotopes de l’hydrogène qui ont commencé par la mise au point de procédés de production d’eau lourde de 1967 à 1973, se poursuivent actuellement avec la production française de deutérium " [CEAG 88].

Les projets de la section du génie chimique ont compris le Pilote PC4 pour l’enrichissement de l’uranium par diffusion gazeuse ; et les Pilotes PL4, PL8, et PL81 pour l’enrichissement de l’uranium par traitement chimique (Chemex). PL81 était en service en 1987-88 [NucF 26.i.87; CEARa 88]. Les installations Chemex semblent avoir été situées dans une installation nucléaire de base secrète (INB-S) dépendante du ministère de l’industrie et incluse dans le périmètre du centre [Andra 96]. Selon l’Andra, le démantèlement d’INB-S était en cours en 1999 [99]. (Pour les déchets, voir ci-dessous.)

LES RÉACTEURS  

Siloé (INB 20) – à l'arrêt  

Objet : recherche fondamentale et appliquée et production de radioéléments

Type : piscine à coeur ouvert

Période d’exploitation : depuis 1963-1997

Puissance : 35 MW thermique

Combustible : plaques à uranium enrichi à 93 % ; ensuite combustible siliciure

Modérateur et réfrigérant : eau ordinaire

Siloé utilisait le combustible uranium/aluminium à uranium hautement enrichi (masse critique minimale : 5,5 kg) ; mais en 1996 Siloé aurait été chargé de combustible siliciure à 5-6 g d’uranium par cm3, enrichi à moins de 20 % [NucF 9.ix.96].

Tout le combustible MTR provenant de Siloé qui était entreposé à Grenoble en 1995 a été retraité à Marcoule en 1996. Le combustible siliciure ne peut être retraité par le procédé Purex, utilisé à la Hague [CEAD 96 et 98]. Un dossier de presse du CEA indique que les combustibles qui étaient présents à Siloé en 1999 devaient être expédiés vers Pégase et Cascad à Cadarache pour y être entreposés [CEAPr 29.4.99].

Siloé aurait également possédé un laboratoire de produits de fission et une cellule chaude [Con vi.97].

Les expérimentations d’irradiation ont été transférées de Siloé vers Osiris à Saclay. La recherche fondamentale effectuée à Siloé est poursuivie à Orphée à Saclay, et à RHF à Grenoble [LeMo 28.vi.99].

Siloé a cessé de fonctionner en 1997. Son assainissement devait durer toute l'année 2003, et le démantèlement au niveau 2 ou 3 hors génie civil devait être effectué de 2004 à 2007 [CEAD 98, 99]. En 2007, le démantèlement était en cours [CEAGren 07].

Siloette (ancienne INB 21) – à l'arrêt

Objet : formation du personnel principalement

Type : maquette critique de Siloé

Période d’exploitation : 1964-2002

Puissance : 100 kW thermique

Combustible : plaques à l’uranium enrichi à 93 % (masse critique minimale de 3,9 kg)

Une partie du combustible a été retraité aux Etats-Unis, et peut-être également à Eurochemic en Belgique, mais il restait encore d’anciens coeurs en 1992 [CEARa 65 and 66; 92b].

Siloette, qui servait à la formation du personnel pour les réacteurs d’EDF, a cessé son activité en 2002 et a été démantelée et nettoyée. En août 2007, Siloette a été enlevée de la liste des INB. Le bâtiment est maintenant considéré comme un édifice industriel ordinaire [CEAGren 07].

Mélusine--à l’arrêt

Objet : recherche fondamentale et technologique et radiographie

Type : piscine à coeur ouvert Période d’exploitation : 1958-1988

Puissance : 1 MW thermique, portée à 8 MW thermique en 1971

Combustible : plaques à uranium enrichi à 93 %

Mélusine testait des matériaux, servait d'outil pour la recherche fondamentale, produisait des radioéléments et menait des analyses par activation [CEAGren 07].

Le CEA a reçu l'autorisation de commencer les opérations de mise à l’arrêt définitif  en 1994 [DSIN 99]. Le démantèlement au niveau 2 ou 3 hors génie civil devait commencer en 2001 et durer jusqu’en 2004 [CEAD 98]. Le nettoyage final a commencé en 2007 [CEAGren 07]. L’Andra prévoyait que le démantèlement produirait 8 m3 de béton et 140 m3 de ferrailles ayant une contamination supérieure à 100 Bq/g, et 3 m3 de béton, 60 m3 de rebuts métalliques, et 20 m3 d’autres déchets ayant une activité de moins de 100 Bq/g. [Andra 99].

DECHETS

La station de traitement des effluents et déchets solides (Sted ; INB 36)

Exploitée depuis les années 50 ou 60, la Sted recevait, traitait et stockait des effluents liquides et solides du CEN, de l’Institut Laue-Langevin et peut-être également " de certains autres laboratoires de la ville "[CEAD 93]. Les installations comprenaient une installation de compactage, un ou deux incinérateurs, un évaporateur, et une installation de bitumage. En 2000, le CEA a évacué certains des effluents liquides aqueux du CEN vers les Centres de Cadarache ou de Saclay pour y être traités ; il ne traite plus les effluents liquides de l’Institut [DSIN 00]. En 2007, le CEA a envoyé des effluents liquides aqueux à Cadarache ou Marcoule pour y être traités et les effluents organiques, quant à eux, ont été envoyés vers des installations comme Centraco [CEAGren 07].

Un incinérateur brûlait des déchets solides et des déchets liquides organiques "faiblement" radioactifs. L’incinération du PVC était interdite. Les déchets solides de " faible et moyenne activité [étaient] soit incinérés, soit compactés." Ils étaient ensuite enrobés ou bloqués dans du ciment [DSIN 00].

Un réacteur chimique, qui traitait le sodium-potassium par hydrolyse, se trouvait également sur le site de la Sted [CEAPr 29.iv.99; Con xii.98]. Il était censé détruire le sodium-potassium provenant des expérimentations menées à Siloé [Echo 3.v.99]. Le déplacement des matières entreposées et la neutralisation du sodium à géométrie élémentaire (97% du sodium de départ en termes de radioactivité) furent effectués en 2007. Il reste encore à s'occuper du sodium à géométrie complexe et du NaK. Un rapport du CEA sur le Centre affirme que l'hydrolyse du sodium et du sodium-potassium a lieu dans l'ICPE BO33 au sein du CEN [CEAGren 07].

La Sted a été désignée comme “unité pilote” pour définir les modalités d'expédition de déchets du CEA vers Centraco : " création d’un nouveau type de colis, reconditionnement et caractérisation des déchets entreposés, prise en compte des spécifications d’acceptation à Centraco (…) " [CEAD 99].

L'INB 36 est entrée dans la phase de fermeture définitive en 2004 [ASNWeb 03/01/09] ; mais la partie nord de l'installation sert toujours pour la caractérisation et le groupage des déchets en attente d'évacuation du Centre. En 2007, la partie sud attendait son démantèlement [CEAGren 07].

Une installation de stockage provisoire de décroissance de déchets radioactifs (INB 79)

L'installation contient des puits dans lesquels sont stockés des déchets. En 2007, des conteneurs de déchets hautement radioactifs provenant des puits étaient en cours d'évacuation et d'envoi vers la Sted de Cadarache (la Station de Traitement des Effluents et Déchets solides, INB 37) [CEAGren 07].

Déchets évacués du Centre

EFFLUENTS ATMOSPHERIQUES

L’autorisation de rejets gazeux, publiée dans le Journal Officiel le 23 avril 1995, permet de rejeter jusqu’à 10 TBq par an pour les gaz autres que le tritium, 20 TBq pour le tritium, 3 GBq pour les halogènes et 0,3 GBq pour les aérosols.

EFFLUENTS LIQUIDES

L’autorisation pour les rejets liquides, publiée à la même date, permet des rejets d’1 GBq pour les radioéléments autres que le tritium, 100 MBq pour les émetteurs alpha et 500 GBq pour le tritium.

DECHETS SOLIDES

Les déchets solides comprennent les déchets douteux qui proviennent essentiellement de l’assainissement et du démantèlement.

Les déchets du démantèlement des unités Chemex ont été évacués, selon leur activité et le niveau de mercure, à la décharge de Saint-Quentin, Jean-Perrin (Isère) ; à la décharge de Bellegarde (Gard) ; aux Aciéries du Haut-Languedoc ; à la Socatri, pour décontamination jusqu’à moins de 1 Bq/g, puis Ascometal (Fos-sur-Mer) ; et à Pierrelatte pour être pris en charge. Les déchets à moins de 100 Bq/g mais plus de 10 Bq/g de particules alpha et moins de 10 ppm de mercure (gravats) étaient, en 1991, " en attente de décision soit pour l’Andra soit pour Lodève " [Lallement 91].