Période d’exploitation : 1964-1996

Procédé : diffusion gazeuse

Matière première : UF6 provenant de Comurhex

Capacité nominale : estimée à entre 2 et 3 t/an d’uranium hautement enrichi

Pendant le procédé d’enrichissement, l’uranium passait de l’un à l’autre des quatre bâtiments principaux : usine basse (mise en service en 1964, enrichissement à 2 %) ; usine moyenne (1965, à 6-8 %) ; usine haute (1966, à 25 %) ; usine très haute (1967, à 90 % et plus).

Les usines basse et moyenne ont été fermées en 1982. En 1984, Pierrelatte avait pris un rythme de fonctionnement de 7 mois par an. Une partie de l’usine moyenne a été rattachée à l’usine haute et remise en service. En 1990, l’installation était constituée de 1 328 étages regroupés en 89 groupes répartis en trois usines [Delacroix 90].

La capacité nominale est secrète, mais la plupart des estimations se situent entre 400 000 et 600 000 UTS/an. Avec une capacité de 500 000 UTS/an, Pierrelatte pourrait avoir produit environ 2,5 t/an d’uranium de qualité militaire dans le cas où l’uranium appauvri (les queues d’enrichissement) serait sorti à 0,3 % en uranium 235 [Albright 97].

En 1973, le CEA a annoncé qu’“ une part non négligeable de son activité est désormais orientée vers des fins civiles ” [CEARa 72]. L’usine de Pierrelatte a fourni de l’uranium à quelques clients étrangers dont Synatom en Belgique, K.K. Kaiser en Suisse et Escom en Afrique du Sud ; au CEA pour le réacteur Phénix et à EDF, qui a également acheté des services d’enrichissement à l’étranger.

En 1980, la partie haute de l’usine d’enrichissement travaillait toujours pour les militaires et l’usine basse servait d’usine de tête à Eurodif. Eurodif ne pouvait pas encore enrichir l’uranium à 3,5 % mais seulement à 2,1 %. Donc, l’UF6 était transporté à Pierrelatte pour obtenir l’enrichissement nécessaire [Comag ii-iii.80]. Eurodif a atteint sa capacité nominale en juin 1982, et l’usine basse a été fermée cette même année.

Le remplacement des têtes puissantes à fission d’uranium dopées avec du tritium (les MR-41), qui utilisaient 75-125 kg d’uranium chacune, par les têtes thermonucléaires à deux étages qui utilisaient relativement peu d’uranium, a conduit à réduire la production d’UHE.

L’uranium qui était en cours d’utilisation à Tokaimura au Japon, le 30 septembre 1999, lorsque s’est produit un accident de criticité, a été “enrichi à environ 19% pour utilisation dans un réacteur de recherche . . . à Pierrelatte, mais avant la mise à l’arrêt des unités militaires” [CIGEET 23.xii.99]. On peut se demander dans quelles autres installations l’uranium hautement enrichi de Pierrelatte a également pu être utilisé..

On estime que Pierrelatte a produit au total 9,2 millions d’UTS, avec un pourcentage d’erreur possible de plus ou moins 30 %. Les têtes nucléaires mises à part, l’uranium enrichi a été utilisé pour les réacteurs civils, les Célestin, les réacteurs navals et les essais nucléaires, au total (avec une perte de 3 %), entre 4,0 et 4,8 millions d’UTS, soit 22 à 26 t d’uranium. Ces chiffres laisseraient environ 4,4 à 5,2 millions d’UTS pour les têtes nucléaires. Les têtes, contenant chacune 15-30 kg, ont absorbé 7,4 à 14,8 t d’uranium de qualité militaire [Albright 97].

En 1968, la moitié des barrières de diffusion gazeuse en service dans l’usine basse ont été remplacées dans le but d’améliorer la performance de l’usine. D’autres barrières ont dû être remplacées plus tard. En raison du secret militaire, il était impossible de les sortir de l’usine. Au moins une partie de ces barrières a été ensevelie sur le site [CDRPC 94] (voir plus loin).

Pour les autres types de déchets, voir ‘déchets’ sous la section Eurodif.

Le rapport du Groupe de Travail sur la Contamination Radioactive et Chimique des Sites INBS (GTCRCS), publié en décembre 1998, a constaté qu’on avait procédé à des opérations de rinçage des usines haute et très haute, ainsi qu’à l’opération dite de "macération" au trifluorure de chlore (ClF3) (qui consiste à extraire l’hexafluorure d’uranium accumulé dans les circuits des usines haute et très haute) préalablement au démantèlement. De plus, des opérations pilotes étaient en cours pour qualifier les procédés de démantèlement [HC 98]. M. Bataille a noté que, " L’uranium résiduel (…) récupéré, ainsi que l’uranium déjà enrichi, représentant "l’en cours" de la fabrication, constitueront un stock restant à la disposition de la Défense nationale " [Bataille 97].

Pendant la réunion de la CIGEET du 28 décembre 1998, la Cogéma a déclaré qu'une" Une autorisation de l’Autorité de Sûreté a[vait] été obtenue pour commencer le démantèlement de l’usine basse, point de départ du démantèlement complet qui s’étalera[it] sur une période de 5 à 10 ans." A la réunion de la CIGEET du 30 juin 1999, la Cogéma a constaté que les " travaux de démantèlement de l’usine dite ‘militaire’ " avaient démarré.

Si l’uranium de retraitement a été utilisé dans la cascade, comme c’est probablement le cas, le présence de technétium 99 et de thallium 228 peut rendre plus difficile le démantèlement (voir Autres problèmes sous Eurodif ci-dessous).

Le démantèlement devrait coûter environ 1,8 milliard de francs [Bataille 97]. Selon les indications de la Cogéma, le ministère de la défense devrait prendre en charge les frais du démantèlement [NucF 15.vii.96]. Selon M. Bataille, " La rapidité d’exécution de ces travaux dépendra étroitement de l’évolution des budgets de la Défense nationale mais il y a des opérations, nécessaires pour assurer la sécurité du site, qui ne pourront de toute façon pas être différées " [Bataille 97].

En 2000 les installations étaient en cours de démantèlement pilote. Les déchets entreposés sur place en septembre 2000 en attente d’opérations de décontamination et de conditionnement consistaient en 2 707 t de céramiques et de déchets métalliques dont 650 t déjà décontaminées [Andra 00].

Selon la Dam, le démantèlement devraient produire les déchets suivants:

--Métaux non contaminés: aciers des structures, 15 000 t ; cuivre, 700 t.

--Déchets destinés à l’Andra : 10 000 à 15 000 fûts de 200 l dont 5 000 fûts de déchets technologiques ; déchets de moins d’un Bq/g d’activité, 11 700 t

--Barrières de diffusion (encore couvertes par le secret défense, elles devraient pour le moment rester sur place). [Bataille 97]

Pourtant, d’autres déchets viendront inévitablement s’ajouter à cette liste, comme par exemple les effluents contaminés, qui ne sont pas mentionnés.

Installations : trois ateliers - métallurgie, récupération, décontamination

Période d’exploitation : depuis 1966

Procédés : conversion par voie sèche ou par voie humide ; calciothermie ou magnésiothermie

Matières premières : UF6 hautement enrichi ; déchets

L’URE a pour missions, l’élaboration d’uranium métallique à partir d'UF6 et " la purification et le recyclage de l’uranium présent dans divers composés uranifères ou provenant des matières traitées dans les différents Ateliers de l’URE." A l'origine, l’usine transformait en métal de l’UF6 provenant de l’usine "militaire" d’enrichissement et fabriquait des lingots d’uranium hautement enrichi pour les armées [Cogéma 94b].

L’usine est constituée de plusieurs ateliers, chacun réalisant des fonctions spécifiques, exploités indépendamment les unes des autres, et comportant un certain nombre d’unités autonomes.

--Fonction d’élaboration : l’élaboration de l’uranium métal et la transformation de divers composés uranifères en vue du recyclage de l’uranium sont réalisées dans trois ateliers.

--Fonction recyclage : dans l’Atelier de démontage rouge (ADR) et l’Atelier de traitement et de récupération (ATR) l’uranium est récupéré à partir d’unités de trempage, de dégraissage, et de traitements spécifiques [CogDem 01].

En 1999 un exposé sur le risque de criticité sur le site de Tricastin a mis en évidence que ce risque concerne principalement l’URE, " dans laquelle de l’Uranium enrichi à 20 % est manipulé dans des réacteurs de recherche." (Il est probable que l’expression exacte serait " pour des réacteurs " et non " dans des réacteurs ") [CIGEET 23.xii.99].

La demande de Cogéma d’une autorisation de rejets gazeux et liquides, datée de mars 2001, signale que " Dans un proche avenir (d’ici à deux ans), il doit être confié à l’URE des missions nouvelles de recyclage de combustibles très enrichis. Dans ce cas, l’URE sera donc amené à rejeter, en plus des effluents actuels, de nouveaux effluents dont les caractéristiques attendues sont actuellement les suivantes : 0,3 GBq/an pour l’uranium et ses descendants, 0,02 GBq/an pour le thorium et ses descendants ".

" Le rejet en fluorure de l’année 1999 a été plus important que les années précédentes en raison du démarrage d’un programme de récupération d’uranium par dissolution total des fluorines stockées à l'URE depuis les années 80. A l’horizon 2003, ce rejet devrait revenir à un niveau comparable à ceux d’avant 1999. " L’URE a rejeté 1 555 kg de Fluorure en 1999, et 708 kg en 1998 [CogDem 01].

Période d’exploitation : depuis 1986, au niveau industriel. L’installation a été construite en 1979-80

Procédé : par voie humide (DUA), modifié

Matières premières : uranium enrichi à moins de 1,4 %, y compris naturel et URT

Capacité nominale : entre 600 et 800 t/an d’uranium

Production réelle : en 1999, 130 t d’UO2 d'uranium appauvri et 70 t d U3O8 d’uranium de retraitement (URT)

L’atelier TU2 transforme le nitrate d’uranyle de retraitement en U3O8 pour l’entreposage. Elle transforme également le nitrate d’uranyle appauvri ou naturel en UO2 pour la fabrication de Mox au CFCa et à Melox.

Le nitrate d’uranyle est dilué dans de l’eau désionisée et mélangé à de l’ammoniaque. Le diuranate d’ammonium (DUA) ainsi produit est partiellement séparé de la phase liquide, séché, et envoyé dans un four de calcination où il est transformé en U3O8. L’U3O8 est ensuite réduit pour obtenir l’UO2.

TU2 reçoit de l’uranium de retraitement en provenance de La Hague depuis 1986.

TU2 reçoit l’uranium appauvri pour le Mox en provenance de l’usine de Comurhex à Malvési. (L'usine W transforme l’uranium appauvri provenant d’Eurodif en U3O8. La Comurhex transforme une partie de cet U3O8 en nitrate d’uranyle à Malvési pour l’expédition vers TU2 [Bladier 01]).

Cogéma a mentionné cet atelier pour la transformation de l’UF6 en UF4 dans une brochure de 1991, mais il a été mis à l’arrêt avant 1993 ou au cours de cette même année [Cogéma 91b ; Bonnefoy-Claudet 93].

La capacité nominale de TU3 était de 600 t/an d’uranium. L’atelier a fourni l’UF4 qui a permis la production de “ l’uranium métal [appauvri], recherché pour les applications non nucléaires en raison de sa très forte densité ” [Cogéma 91b].

Période d’exploitation : depuis 1984 (une deuxième partie, quelque fois dénommée usine W2, a été mise en service en 1992)

Matière première : UF6 appauvri provenant d’Eurodif et, en 2008 au moins, d'Urenco

Capacité nominale : depuis fin 1992, 17 700 t/an d’oxyde d’uranium et 20 000 t/an d’acide fluorhydrique

Production réelle : en 2007, 6 393 t d’U3O8; en 2008, 12,889 t d'U3O8 (en tU) (en 1999, 13 312 t d’U3O8 et 9 135 t d’acide fluorhydrique)

PROCÉDÉ

EFFLUENTS

Situé sur deux zones au sud de l’usine basse d’enrichissement, le parc est constitué de sept bâtiments dont la capacité totale s’élève à 159 000 t d’U308 contenant 134 835 t d’uranium.

L’arrêté préfectoral du 16 mars 1995 autorise l’entreposage de l’uranium qui provient “exclusivement de l’usine W, ” mais qui peut contenir 0,01 % maximum d’U236. Autrement dit, l’UF6 naturel appauvri peut être contaminé par l’UF6 retraité.

Destinée à la production de fluorure de potassium anhydre, cette unité a été mise en service en 1989. La matière première consiste en 5 000 t/an d’HF provenant de l’usine W.

Période d’exploitation : depuis 1996

Matières premières : nitrate d’uranyle provenant de La Hague et, en 2008 au moins, de Marcoule; acide fluorhydrique provenant de l’usine W

Capacité nominale : 2000 t/an d’uranium

Production réelle: en 2007, 1 097 t d’U308; en 2008, 1 365 t d'U3O8   

Ilscomprennent les étapes suivantes :

--Production d’UF4 : réduction du nitrate d’uranyle par de l'hydrogène dans des réacteurs à catalyseurs au platine ; création d’UF4 hydraté par combinaison de nitrate uraneux , d’HF et d’eau ; filtration, lavage et séchage ; déshydratation et décomposition thermique sous HF anhydre à 500 degrés C ; [[nitrate uraneux dans la source—U(NO3)4]]

--Production d’U308 : précipitation de l’UNH par du peroxyde d’hydrogène pour créer l’UO4 hydraté ; filtration, lavage et séchage ; déshydratation et décomposition thermique à 700 degrés C.

La teneur en U 235 doit être inférieure ou égale à 1,2 % pour la fabrication de l’UF4 et inférieure ou égale à 1,0 % pour la fabrication de l’U308. Selon la Cogéma, le fonctionnement normal, quelle que soit la voie, se situerait à un enrichissement de 1 % ou moins [Cogéma 92a].

TU5 n’a pas atteint l’objectif de 1400 t/an de nitrate d’uranyle traité en raison de l'obturation répétée du sécheur. Cogéma a résolu le problème en modifiant les temps d’essorage en amont du sécheur [DSIN 00].

Fin de 2006, la configuration technique de l'installation ne lui permettait pas de produire d'UF4 [ASN 06].

II.H.2. AUTORISATION DE REJETS

L’installation TU5 est soumise à une autorisation annuelle de rejets gazeux radioactifs de 100 MBq pour les isotopes de l’uranium et 250 MBq pour les autres radioéléments, dont 40 MBq pour les émetteurs alpha autres que l’uranium; et à une autorisation de rejets chimiques de 150 mg/m3 de NOx (NO et NO2) [HC 98]. Elle est soumise à une autorisation annuelle de rejets liquides de 900 MBq pour les isotopes de l’uranium, 800 MBq pour les émetteurs alpha autres que les isotopes de l’uranium, et 400 GBq pour l’ensemble des autres radioéléments [JO 11.xi.95].

II.H.3. EFFLUENTS GAZEUX :

--Effluents hydrogénés issus des séparateurs en aval de la réduction catalytique, voie UF4. Ils sont traités dans une colonne de lavage et les gaz sont ensuite rejetés.

--Effluents de procédé. Ils sont lavés, chauffés et filtrés par deux étages de filtration

" très haute efficacité " en série. Les teneurs en uranium, en fluorures et en oxyde d’azote sont mesurées avant leur rejet. Les documents dont nous disposons ne chiffrent pas l’efficacité du système de filtration.

II.H.4. EFFLUENTS LIQUIDES

Il s’agit des effluents issus pour la plupart des eaux-mères de la filtration. Selon la demande d’autorisation de modification de l’INB, les eaux-mères seraient envoyées dans plusieurs colonnes à distiller. Tous les effluents liquides, comprenant les effluents aqueux provenant du traitement par distillation et composés essentiellement d’eau, d’uranium, de nitrates et de " traces " de produits de fission, seraient envoyés vers la Stel, où ils seraient traités et rejetés [Cogéma 92a]. Cependant, l’arrêté de novembre 1995 autorisant le rejet des effluents actifs, prévoyait que certains effluents seraient dirigés vers l’établissement Cogéma de La Hague pendant une période de trois ans [Con xii.97]. En 1999, la DSIN a autorisé l’installation TU5 à mettre en service une installation de traitement des effluents uranifères auparavant transférés à La Hague [DSIN 99].

II.H.5. DECHETS SOLIDES

Il s’agit de déchets technologiques et de matières uranifères piégées dans les filtres.

II.H.6. STOCKAGE DES PRODUITS

L’installation TU5 peut utiliser les parcs P9 et P18, dont la capacité totale est de moins de cinq ans de production de l’usine, soit moins de 10 000 t d’uranium (voir ci-dessous).

Le parc, qui existait déjà en 1992, est situé au sud-est de l’usine W et à coté de la Stel. Le parc est “associé à l’usine W,” mais peut entreposer des produits en provenance de l’installation TU5 [Cogéma 92??].

Le parc, qui est situé sur un terrain proche de la route qui longe le site à l’est, est constitué de cinq bâtiments. Une double rangée de 3 hauteurs de cubes d’U308 produits par l’usine W est disposée dans chaque bâtiment en périphérie du stockage-- au total, 17,749 t d’uranium naturel, soit 20 880 t d’U3O8 [Cogéma 92a]. Une butte de terre autour de l’ensemble du stockage en atténue également le rayonnement [Cogéma 92a]. La capacité est limitée à 7 360 t, soit en UF4 soit en U308, en provenance de TU5 [JO 24.ix.94].

Selon la DSIN, “un projet de création d’un parc P40, pour l’entreposage de matières civiles actuellement présentes sur les parcs de l’INBS, est en cours d’étude par Cogéma” [DSIN 99].

L’atelier a pour mission d’effectuer :

--des contrôles par prélèvement dans des conteneurs d'UF6 ;

--des ajustements isotopiques de l’UF6 dans des conteneurs pour répondre aux spécifications des clients ;

--des transferts d’UF6 d’un conteneur à un autre ;

--des interventions sur des emballages [CogDem 01].

L’atelier TE comprend un bâtiment de transfert, un bâtiment d'échantillonnage, une zone de stockage des conteneurs à traiter, et une zone de stockage des conteneurs traités en attente d’expédition [CogDem 01]. (Le conteneur 48Y pour l’UF6 naturel ou enrichi à moins de 1 % contient 12,3 t d’UF6 ; le conteneur 30B pour l’UF6 enrichi à environ 3,5 % contient 2,2 t d’UF6.) L’uranium traité peut être à tous les enrichissements et peut être de l’uranium naturel, appauvri, ou retraité.

En 1982, Cogéma Pierrelatte a déposé une demande d’autorisation de rejets gazeux qui, " pour des questions de procédures administratives," n’a pas abouti. Néanmoins, les limites ont été fixées sur les bases de cette demande, notifiées par le SCPRI— soit 300 MBq/an pour les isotopes de l’uranium et 70 MBq/an pour les autres radionucléides sauf le plutonium [HC 98]. En 1997, la Cogéma a déposé une nouvelle demande pour les effluents gazeux et liquides, afin qu’elle soient conformes au décret 95-450 du 4 mai 1995. Les rejets de l’INBS seront instruits sous l’autorité du Haut Commissaire à l’Energie Atomique [Cogémag iv, v, vi 98]. Une enquête publique se déroule en 2001. Depuis sa mise en service, l’installation civile TU5 est soumise à une autorisation qui lui est spécifique.

Avant la mise en service de l’installation TU5, les rejets gazeux radioactifs de la Cogéma étaient pour l’essentiel ceux des INBS - soit en moyenne quelques 10 MBq/an, constitués pour partie d'activité alpha et pour partie d'activité bêta. Les rejets sont en diminution. En 1996, les rejets radioactifs gazeux de la Cogéma s’élevaient à 4,2 MBq d’uranium et 1,3 MBq en activité bêta [HC 98]. (Les chiffres que nous avons trouvé pour 1999 ne s’accordent pas bien les uns aux autres.)

Les rejets gazeux chimiques de Cogéma comprennent surtout les fluorures, liés principalement à l’Usine W (voir ci-dessus), et les vapeurs nitreuses provenant de l’installation TU5 [HC 98].

II.M.2. EFFLUENTS LIQUIDES

Les normes pour les effluents liquides de Cogéma (et des effluents des autres sociétés qui passent par la Stec de Cogéma) proviennent d’un arrêté préfectoral du 24 juin 1966 (sur la base duquel la Cogéma a retenu une limite de 1 mg/l pour la concentration en uranium), des études de toxicité effectuées par la Cogéma, et d’un arrêté du 26 septembre 1985 relatif aux installations de traitement de surface. En 1997, la Cogéma, la Comurhex, et le CEA Valrho ont demandé des autorisations de rejets pour leurs installations respectives.

En 1999, la Stec a rejeté des effluents représentant au total 14,35 GBq d'activité alpha et 5,88 GBq d’activité bêta. Les effluents, qui provenaient de la Cogéma, de la Comurhex et du CEA, contenaient 205 kg d’uranium, 111 g de mercure, 2611 kg de fluorures, 3125 kg d’ammonium, 3125 kg d’ammonium, et 119,6 t de nitrate (y compris TU5) [CogCP (00)].

La Cogéma est à l’origine des émissions alpha les plus importantes du site. [HC 98].

II.M.3. DECHETS SOLIDES

II.M.3.a. Déchets enfouis

Il s’agit de 15 000 m3 de déchets, enfouis dans une butte de terre d’une superficie de 27 000 m2, située au nord-est de l’INBS, en face du canal. Ils ont été enfouis entre 1969 et 1976 de manière plus ou moins ordonnée. La butte en question est maintenant recouverte de végétation. Elle contient :

--760 t de barrières de diffusion de l’usine d’enrichissement "militaire," contenant de l’uranium dont la teneur varie entre 0.6 et 3.5% d’uranium 235;

--14,000 m3 de fluorines (CaF2) provenant de Comurhex;

--55 m3 de boues insolubles provenant de la Stec et contenant du chrome trivalent ;

--46 m3 de filtres contenant moins de 1 kg d’uranium au total.

Entre 2,6 et 3,5 t d’uranium auraient été présentes initialement dans ces déchets, pour moitié dans les fluorines et dans les barrières de diffusion.

En 1977, les autorités ont découvert que la butte avait contaminé la nappe, puisque la Gaffière, un ruisseau qui coule au travers du site, et un puits appartenant à la Comurhex, présentaient des teneurs anormalement élevées en uranium et en ions fluorures. Dès 1980, les niveaux d’uranium et de fluorine avaient atteint 1 mg/l dans le puits et 50 microgrammes/l dans la Gaffière. Une pompe a alors été mise en place à la Comurhex (au puits P15) afin d’en extraire l’eau contaminée et de la rejeter dans le canal (via le réseau pluvial de l’établissement). En 1995, les teneurs en uranium dans les eaux d’exhaure étaient passées à 9 microgrammes/l, grâce à l’utilisation des tuyauteries de rejets des eaux pluviales de l’établissement.

En 1997 et 1998, à la demande du Haut-Commissaire à l’énergie atomique, Cogéma a fait réaliser une étude de caractérisation des matières résiduelles de la butte ainsi qu’une étude hydrogéologique. L’étude a abouti, entre autres, aux conclusions suivantes : 900 kg d’uranium auraient quitté la butte via les eaux souterraines; les 1700 kg qui restaient ne serait pas lixiviables ; l'activité de pompage au puits P15 du site de Comurhex aurait diminué la teneur d’uranium dans la nappe. Pourtant, l’étude insista également sur l’importance d’études complémentaires qui devraient être menées afin de déterminer l’origine du niveau d’uranium restant dans les eaux souterraines. En effet, cette teneur en uranium était de l’ordre de dix microgrammes par litre à proximité de l’établissement Comurhex au lieu d’un microgramme par litre à l’état naturel, et pourrait provenir de la butte ou du bâtiment de la Comurhex lui-même [Con viii.99].

Cogéma estimait non-justifiée l’excavation des matériaux enfouis ; mais elle étudiait les dispositions suivantes :couverture de la butte et stabilisation mécanique des secteurs contenant les barrières de diffusion [HC 98].

II.M.3.b. Autres déchets