371 CHAPITRE LES INSTALLATIONS DU CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE 13 retenue pour l’exploitation et au renforcement des actions d’optimisation de la radioprotection. En 2008, conformément aux dispositions de l’article 29 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007, le président-directeur général de la société MÉLOX SA a déposé une demande visant à transférer la qualité d’exploitant nucléaire, jusque-là détenue par AREVA NC, au profit de la société MÉLOX SA. L’ASN a instruit cette demande en 2009; le décret est paru au Journal officiel le 3 septembre 2010. La décision de l’ASN permettant à cette autorisation de devenir effective est intervenue le 7 décembre 2010, dans les conditions fixées à l’article 29 du décret du 2 novembre 2007. L’ASN a constaté par cette décision que l’exploitant s’est bien conformé aux obligations de l’article 20 de la loi « déchets » du 28 juin 2006, relatif à la sécurisation des charges financières liées au démantèlement des installations nucléaires et à la gestion des déchets radioactifs. Le processus de définition des éléments devant être pris en compte dans le cadre du réexamen de sûreté de l’installation, tel que défini à l’article 29 de la loi TSN, s’est poursuivi en 2010; le dossier de réexamen est attendu par l’ASN à mi 2011. L’année 2010 a été marquée par l’événement du 9 février 2010 qui a fait l’objet d’un classement au niveau 1 sur l’échelle INES (voir point 3). Lors d’une opération de maintenance dans une boîte à gants, la mise en rotation d’un volant mécanique entraîné par un moteur fonctionnant de manière intermittente a provoqué une rupture de confinement par déchirure du gant utilisé par un intervenant, avec contamination interne de ce dernier au niveau de l’avant-bras. L’analyse des causes de cet événement a révélé un certain nombre de défaillances impliquant les facteurs humains et organisationnels tant au niveau de la préparation de cette intervention qu’au niveau de son exécution. L’exploitant a décidé de revoir la procédure d’autorisation de travail en approfondissant son analyse sur le facteur humain; les conclusions du groupe de travail chargé de cette réflexion seront généralisées à l’ensemble des unités de l’usine. À la suite de différentes constatations de l’ASN (failles dans le système informatique de gestion de la production, incohérences entre le référentiel autorisé et les pratiques sur le terrain) relatives à la prévention du risque de criticité et à la déclaration d’une dizaine d’événements significatifs en moins de deux ans portant sur le risque de criticité et les aspects organisationnels, l’ASN a organisé une inspection approfondie sur ce thème au sein de l’installation au mois de juin 2010 (voir point 3⏐4⏐4). L’ASN constate que la gestion des facteurs organisationnels et humains au sein de l’usine fait maintenant l’objet d’un engagement fort de la direction de l’établissement. Des modifications sont en cours visant à renforcer la présence d’ingénieurs sur le terrain et à améliorer la réactivité des équipes d’exploitation face à des situations imprévues. Toutefois, si cette évolution va dans le bon sens, les moyens aujourd’hui déployés sont encore en retrait par rapport à l’ambition affichée par la direction du site. 1⎮ 3 Les usines de retraitement AREVA NC de La Hague 1I 3 I 1 Présentation de l’établissement L’établissement de La Hague, destiné au retraitement des combustibles irradiés dans les réacteurs de puissance (UNGG puis REP), est exploité par AREVA NC. La mise en exploitation des différents ateliers des usines UP3, UP2 800 et de la station de traitement des effluents STE3 s’est déroulée de 1986 (réception et entreposage des combustibles usés) à 1994 (atelier de vitrification), avec la mise en service de la majorité des ateliers de procédé en 1989-1990. Les décrets du 10 janvier 2003 fixent la capacité individuelle de chacune des deux usines à 1000 tonnes par an comptées en quantité de métal avant passage en réacteur (U ou Pu) et limitent la capacité totale des deux usines à 1700 tonnes par an. Les limites et conditions de rejets ont été révisées par l’arrêté du 8 janvier 2007. Le traitement des combustibles irradiés dans l’usine UP2 400 est arrêté depuis le 1er janvier 2004 (voir point 2). Les opérations réalisées dans les usines La chaîne principale de ces installations comprend des installations de réception et d’entreposage des combustibles usés, de cisaillage et de dissolution de ceux-ci, de séparation chimique des produits de fission, de purification de l’uranium et du plutonium et de traitement des effluents. La réception des emballages de transport et l’entreposage du combustible usé sont les premières opérations effectuées dans l’usine. À leur arrivée à l’usine de retraitement, les emballages sont déchargés, soit sous eau en piscine, soit à sec en cellule blindée étanche. Le combustible est alors entreposé dans des piscines. Le combustible usé, après cisaillage des crayons, est séparé de sa gaine métallique au cours d’une opération de dissolution à l’acide nitrique. Les morceaux de gaine, insolubles dans l’acide nitrique, sont évacués du dissolveur, rincés à l’acide puis à l’eau et transférés vers une unité de conditionnement. Les solutions issues du dissolveur sont ensuite clarifiées par centrifugation. Chargement des assemblages combustibles à l’usine MÉLOX
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