RHÔNE-ALPES

Objet/type : usines de fabrication de combustible

Depuis la construction de l’usine FBFC à Romans, FBFC emploie le personnel de Cerca-Romans. Les deux usines de Romans partagent quelques laboratoires, les magasins et les services généraux.

USINE CERCA (INB 63)

Cerca a participé à la mise au point et à la fabrication des combustibles des réacteurs graphite gaz (UNGG), à eau ordinaire (REO), à neutrons rapides (RNR), et à haute température. L’usine s’est toutefois spécialisée dans les combustibles "laminés" (en forme de plaques). Cerca est autorisé à mettre en oeuvre l’uranium enrichi jusqu’à 93,5% en uranium 235 [DSIN 98]. L’usine a fourni tous les combustibles uranium/aluminium à 93 % d’uranium 235 pour les réacteurs de recherche français, et a vendu ce combustible à l’étranger. Elle a également fabriqué, et fabrique peut-être encore le combustible uranium/aluminium-aluminium pour les réacteurs Célestin. La fabrication du combustible a lieu dans le bâtiment F2.

En 1995, Cerca et la société américaine General Atomics ont créé une filiale commune, Triga International, chargée de commercialiser le combustible destiné aux réacteurs de recherche Triga vendus par General Atomics. Cerca a créé, à Romans, dans le bâtiment F2, une zone de production du combustible Triga, un combustible métallique à base d’hydrures d’uranium et de zirconium [Ener 27.vii.95]. L’uranium dans le combustible de type Triga est normalement enrichi à 20% en uranium 235. La DSIN a autorisé la mise en service de l’atelier Triga le 30 octobre 1996 avec de l’uranium enrichi au maximum à 20% en uranium 235, et, le 14 mai 1997, les premières expéditions [Con ii.97 et Con i.00]. L’atelier comprend un four d’hydruration [Con xii.96].

A plusieurs reprises, la DSIN a autorisé la Cerca à effectuer des campagnes de fabrication mettant en oeuvre des lots "d’uranium enrichi à 20% en isotope 235 et dont la composition, concernant les autres isotopes, est légèrement supérieure à la spécification de l’uranium décrite dans le rapport de sûreté de l’atelier" des laminés. Il pourrait s’agir d’uranium ayant déjà transité par un réacteur. Cerca a formulé une demande à caractère générique pour "la mise en oeuvre d’uranium commercial pollué" [DSIN 99].

L’Université Technique de Munich (TUM) a choisi le Cerca pour la commande de deux maquettes de combustible pour son futur réacteur de recherche FRM2, puis pour du combustible pour ce réacteur. Le 7 juin 1999, les ministres chargés de l’environnement et de l’industrie ont donné leur accord pour la fabrication de ce combustible qui mettrait en oeuvre de l’uranium enrichi à 93,5 % en uranium 235 [Con viii.99].

Alors que Cerca fabrique encore du combustible à uranium très enrichi, l’usine a joué un rôle important dans le programme international RERTR (Reduced Enrichment Research and Test Reactor), destiné à concevoir et fabriquer des combustibles à taux d’enrichissement inférieur à 20 %. Elle produit un combustible siliciure, U3Si2-Al à 19,75 % d’uranium 235, et développe actuellement un combustible uranium-molybdène également à un enrichissement inférieur à 20%, et avec une densité d’au moins 8 g d’uranium/cm3 [NucF iv.3.00].  Le pilote Télémaque fabrique un poudre d'alliage de molybdène et d'uranium [Con i.04].

Pour la fabrication de combustible, Cerca manipulait annuellement vers 1993 quelques douzaines de kilos d’uranium hautement enrichi et quelques centaines de kilos d’uranium faiblement enrichi [NucF x.25.93].

En mars 2005, Cerca a demandé l'autorisation de mettre en service une unité pilote de combustible HTR (High Temperature Reactor] dans le cadre du programme de recherche et développement pour les réacteurs de génération IV  [ASN 05].

Cerca possède un département d’équipements mécaniques. De plus, Cerca étudiait et façonnait de l’uranium appauvri à des fins civiles et militaires. L’usine " était une partie des circuits de fabrication et de résidus d’uranium appauvri de la Dam " jusqu’au début des années 90 [Ambolet 88 ; voir également Bonneuil-Cerca].

En 1991, Cerca proposait à ses clients la conversion d’hexafluorure d’uranium (UF6) en uranium métallique à tous taux d’enrichissement, ainsi que la récupération de l’uranium dans des résidus à tous les niveaux [NucF 4.iii.91].

Cerca gérait, en 1994 et 1995, un stock d’uranium hautement enrichi d’origine américaine. Cerca entreposait l’uranium hautement enrichi pour le compte d’autres institutions européennes qui utilisaient ce type d’uranium auparavant [NucF 23.v.94 et 6.xi.95]. Il est probable que ce stock existe encore.

Traitement de rebuts et déchets

EFFLUENTS LIQUIDES

Selon toute vraisemblance, les effluents liquides sont actuellement traités dans la nouvelle installation Neptune (voir ci-dessous).

REBUTS ET DECHETS SOLIDES

En 1991, la DSIN a autorisé " la mise en exploitation d’une unité de recyclage des plaques et noyaux d’uranium enrichi rebutés. " Le recyclage comprend deux attaques avec de la soude, la première pour éliminer le reliquat de gainage et la deuxième pour dissoudre la matrice uranifère du coeur des plaques; la récupération sur filtres de la poudre uranifère; et le séchage de cette poudre. Cerca a prévu de mettre en oeuvre dans cette unité 375 kg d’uranium à moins de 20% et 36 kg d’uranium à 93,5% par an [FBFC 97].

Un atelier de prétraitement dans MA2 recupère l’uranium 235 dans les sous produits. Le procédé comporte l’attaque à la soude, la filtration des solutions obtenues, la calcination du précipité pour le transformer en U3O8, et le conditionnement. L’U308 est expédié "à un centre de traitement spécialisé pour le retransformer en uranium métallique réutilisable." Il est possible que ce centre de traitement soit l’Usine de traitement de l’uranium enrichi (URE) de Cogéma à Tricastin. Environ 1997 l’atelier mettait en oeuvre environ 279 kg d’uranium à moins de 20% et 331 kg à moins de 93,5% [FBFC 97].

Les déchets métalliques destinés à l’Andra sont conditionnés dans le bâtiment AX2 de l’INB 98 [Con ii.98].Romans Supplement

USINE FBFC (INB 98)

Depuis l’arrêt des opérations de fabrication de combustibles dans son usine à Pierrelatte, la FBFC exploite deux usines –Romans et Dessel (Belgique). L’usine de Romans réalise la totalité du processus de fabrication du combustible pour réacteurs à eau pressurisée. L’uranium mis en œuvre est limité à un enrichissement de 5 % en uranium 235.

Une chaîne de fabrication complète est destinée à l’uranium du retraitement. Elle a été mise en service en 1994 ou 1995 et présente une capacité supérieure à 150 t/an d’uranium. La DSIN autorise l’utilisation de l’uranium issu du retraitement (URT) au rythme d’une campagne à la fois Le 7 août 2000, FBFC a reçu une autorisation à caractère générique pour la fabrication du combustible à base d’URT [DSIN 00 ; Con xi.00].

L’usine est habituellement approvisionnée en uranium sous forme de cristaux d’hexafluorure d’uranium, qui sont transformés en poudre (pour la production de pastilles d’UO2) par une étape gazeuse (voir Fabrication du Combustible à base d’uranium). En 1998, la DSIN a autorisé FBFC à entreprendre une campagne de fabrication de pastilles d’UO2 à partir d’une poudre d’UO3 [Con xii.98].

La DSIN a demandé à FBFC une réévaluation de la sûreté de l’INB 98. En raison des nouvelles normes parasismiques, le séisme devrait être un des points forts de cette réévaluation. Les nouveaux documents de sûreté devraient être examinés par le Groupe permanent d’experts pour les laboratoires et usines à la fin de 2001 [DSIN 00, p. 312].

L’installation AX2, située au sein de l’INB 98, comporte une zone d’entreposage des déchets de production et un atelier de décontamination et d’incinération [DSIN 98]. FBFC a mis en service en 1985 un incinérateur pour les déchets uranifères. La teneur en isotope 235 de cet uranium est limitée à 5 %. Le conditionnement des déchets métalliques est effectué dans AX2 [Con ii.98]. 

Un atelier de recyclage met en œuvre " divers procédés physico-chimiques destinés à récupérer et recycler l’uranium contenu dans les rebuts de fabrication et dans les cendres d’incinération des déchets " [Con vi.99]. Un four de grillage équipe la ligne 2 de pastillage. " Ce four est utilisé pour traiter thermiquement les produits rebutés provenant des divers ateliers de l’usine (poudres, pastilles, boues de rectification) en vue de leur recyclage " [Con vi.96].

Déchets liquides

Neptune traite les effluents liquides uranifères du site. Aux environs de 1998, l’installation AX2 a été équipée d’une station d’épuration qui permet la récupération de l’uranium contenu dans les effluents uranifères [DSIN 98]. Il est probable que la station d’épuration située dans l’AX2 soit l’installation qui a été baptisée Neptune. La réalisation de Neptune correspondait à un engagement pris par la FBFC à l’occasion de l’enquête publique concernant le renouvellement des autorisations de rejets des effluents qui s’est déroulée en 1998 [Con iii.00]. Nous n’avons pas d’information quant aux méthodes de traitement utilisées par Neptune. En 1993, une station de décontamination à FBFC  comportait une centrifugeuse d’effluents uranifères [DSIN 93].

Autorisation des rejets

Une demande de nouvelles autorisations de rejets liquides et gazeux, qui intègre les rejets chimiques, a été soumise à enquête publique début 1998 [Con iv.98; DSIN 98]. Un nouvel arrêté a été publié au Journal officiel le 28 juillet. Cette autorisation prend en compte les évolutions prévisibles dans l’établissement (mise en œuvre d’uranium de retraitement ou d’uranium pollué, notamment par la mise sur le marché de matières nucléaires issues du démantèlement des armes nucléaires) [Con xi.00].

Déchets rejetés/expédiés à l’extérieur

EFFLUENTS ATMOSPHERIQUES

En 1993, en présentant la conversion par voie sèche, Jean-Luc Lamy, responsable pendant 30 ans de la radioprotection " dans plusieurs usines d’uranium enrichi ", a décrit la " visite d’une importante usine de production, de fabrication de combustible (en Vallée du Rhône) " : " Aucune mesure atmosphérique continue, aucune alarme immédiate (inutile). De l’oxyde d’uranium est un peu partout, en petites couches brunes ici et là, et, à l’air libre, des pastilles, des éclats d’UO2 à terre." Il parle également de rejets de fluor à l’extérieur, quand l’usine va " au bout de la saturation " en fluorure de calcium [Lamy 93b].

Actuellement, 90 % des rejets gazeux du site proviennent de l’incinérateur [Con iv.99].

Le travail de décontamination devrait produire des effluents liquides contaminés en émetteurs alpha et des boues actives résultant du traitement de ces liquides.

En raison de la pression des résidents de Romans, les effluents liquides après " épuration " sont, depuis l’été 2000, directement rejetés dans l’Isère . Ils étaient auparavant dirigés vers le réseau d'assainissement de la ville.

La FBFC évacuait vers la décharge de Chambard (Drôme) le fluorure de calcium provenant du traitement des vapeurs d’acide fluorhydrique rejetées. La décharge a été fermée en 1991 ; en 2000elle en entreposait 5 125 t. L’usine produit-elle encore de la fluorine et, si oui, quelle est sa destination?

L’Andra énumère des déchets divers (déchets métalliques, briques, filtres, graphite, caoutchouc…), en attente d’expédition vers l’Andra, et un stock de 33 000 l d’huiles en attente d’expédition vers un centre de traitement. Tous ces déchets sont contaminés par de l’uranium 234, 235, et 238 [Andra 00].

En 1993, en présentant la conversion par voie sèche, Jean-Luc Lamy, responsable de radioprotection " dans plusieurs usines d’uranium enrichi " pendant 30 ans, a décrit la " visite d’une importante usine de production, de fabrication de combustible (Vallée du Rhône) " : " Aucune mesure atmosphérique continue, aucune alarme immédiate (inutile). De l’oxyde d’uranium est un peu partout, en petites couches brunes ici et là, et, à l’air libre, des pastilles, des éclats d’UO2 à terre. " Il parle également des rejets de fluor à l’extérieur, quand l’usine va " au bout de la saturation " du fluorure de calcium [Lamy 93b].

Actuellement, 90% des rejets gazeux du site proviennent de l’incinérateur [Con iv.99].

Utilisation de l’uranium du retraitement

La chaîne de fabrication destinée à l’URT, mise en service en 1994 ou 1995, dispose de protections supplémentaires. Dans le cas de la manipulation d'uranium issu du retraitement, il faut améliorer l’étanchéité des conteneurs de poudre d’UO2, car les émetteurs alpha, et notamment l’uranium 234, posent un risque de contamination. La concentration en uranium 234 dans l’uranium retraité est 3 à 5 fois plus élevée que dans l’UO2 à base d’uranium naturel [Henckes 94]. Le risque de contamination alpha des effluents gazeux est également accru.

La conversion d’UF6 en UO2 à l’usine de fabrication est une étape d’épuration partielle, car les descendants de l’uranium 232 restent pour la plupart dans les cylindres de transport lors de la vaporisation de l’UF6. Pour protéger les travailleurs, il faut effectuer la fabrication rapidement avant que les descendants ne s’accumulent trop. Six mois après la conversion de l’UF6 en U02, le taux d’irradiation gamma, au contact d’un assemblage de combustible, est neuf fois plus élevé avec de l’uranium retraité qu’avec de l’uranium naturel. L’utilisation d’écrans biologiques est également nécessaire pour protéger les travailleurs.

Selon la FBFC, les produits de filiation de l’uranium 232 augmentent l’activité des effluents liquides provenant de l’atelier de recyclage chimique et de l’incinérateur.

Les déchets solides doivent également être conditionnés pour le stockage de longue durée [Henckes 94].

                                                                                                                        --actualisé 26/08/07

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