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Avec
son projet nommé “Passage”, le CEA est en train de dénucléariser
le site. Ce travail a commencé en 2002 et il est prévu qu'il soit fini
en 2012. Ses principaux domaines de compétence sont les technologies
ayant un rapport avec les nouvelles énergies, les micro et
nanotechnologies, les biotechnologies ainsi que la recherche
fondamentale conduisant à des idées novatrices [CEAGren 07].
Les installations principales portant sur la chaîne de combustible
comprennent:
LABORATOIRES ET
PILOTESLaboratoire central
d’analyses et de contrôle des matériaux nucléaires (LCAC) (Bâtiments
K et Ks)
LCAC, exploité de
1968 à 1982, effectuait l’analyse fine de composés de thorium et
d’uranium, de solutions de produits de fission et de transuraniens. Le démantèlement
au niveau 3 a été achevé en 1995 [CEAD 93, 98].
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].
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