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d’arrêter l’installationdans quelques années du fait de son
obsolescence et du coût de sa remise à niveau. C’est pour-
quoi l’ASN a prescrit par la décision du 8 janvier 2015
la remise en conformité de ces installations, ou à défaut
l’évacuation des substances radioactives. Areva a indiqué
avoir pris, à la fin de l’année 2015, la décision d’engager
la construction d’une extension de bâtiment répondant
aux standards de sûreté actuels.
Par ailleurs, l’ASNa pris une décision le 25 août 2015 afin
demettre à niveau l’encadrement réglementaire des activi-
tés menées dans l’installation et de son domaine de fonc-
tionnement. Cette installation étant ancienne et n’ayant
pas fait l’objet de modifications substantielles, les pres-
criptions techniques qui avaient été édictées à son endroit
figuraient dans des textes épars parfois obsolètes, et s’ar-
ticulaient d’une façon complexe et peu lisible. La déci-
sion de l’ASN définit la liste des activités autorisées dans
l’installation ainsi que les types et quantités de substances
radioactives qui y sontmises enœuvre. Elle précise égale-
ment certaines dispositions liées notamment à la préven-
tion des risques d’accidents, à lamaîtrise des nuisances et
de l’impact sur l’environnement, à l’information de l’ASN
et à la gestion des situations d’urgence ainsi que des dis-
positions particulières sur la détention et l’utilisation de
sources radioactives.
Par ailleurs, le réexamen de cette installation, pour lequel
Areva NP a déposé son rapport le 31 décembre 2015,
est en cours d’instruction. Ce réexamen comprend une
analyse de la conformité de l’installation vis-à-vis de son
autorisation initiale et la réévaluation de sa sûreté vis-à-
vis des standards de sûreté actuels.
1.2 L’aval du cycle du combustible –
le retraitement
1.2.1 Les usines de retraitement Areva NC
de La Hague en fonctionnement
Les usines de LaHague, destinées au traitement des assem-
blages combustibles usés dans les réacteurs nucléaires,
sont exploitées par Areva NC.
Lamise en service des différents ateliers des usines UP3-A,
UP2-800 et de la station de traitement des effluents STE3
s’est déroulée de 1986 (réception et entreposage des assem-
blages combustibles usés) à 1994 (atelier de vitrification),
avec la mise en service de la majorité des ateliers de pro-
cédé en 1989-1990.
Les décrets du10 janvier 2003 fixent la capacité individuelle
de traitement de chacune des deux usines à 1000 tonnes
par an comptées en quantité d’uranium et de plutonium
contenus dans les assemblages combustibles avant irra-
diation (passage en réacteur) et limitent la capacité totale
des deux usines à 1700 tonnes par an.
Les limites et conditions de rejets et de prélèvements
d’eau du site sont définies par deux décisions de l’ASNdu
22 décembre 2015. Une nouvelle mise à jour est prévue.
Les opérations réalisées dans les usines
Les usines de retraitement comprennent plusieurs unités
industrielles, chacune destinée à une opération parti-
culière. On distingue ainsi les installations de récep-
tion et d’entreposage des assemblages de combustible
usés, de cisaillage et de dissolution de ceux-ci, de sépa-
ration chimique des produits de fission, de l’uranium
et du plutonium, de purification de l’uranium et du
plutonium et de traitement des effluents, ainsi que de
conditionnement des déchets.
À leur arrivée dans les usines, les assemblages de com-
bustible usés disposés dans leurs emballages de transport
sont déchargés soit sous eau enpiscine soit à sec en cellule
blindée étanche. Les assemblages sont alors entreposés
dans des piscines pour refroidissement.
Les assemblages sont ensuite cisaillés et dissous dans l’acide
nitrique afin de séparer lesmorceaux de gainemétallique
du combustible nucléaire usé lui-même. Lesmorceaux 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 compactage et de conditionnement.
La solution d’acide nitrique comprenant les substances
radioactives dissoutes est ensuite traitée afin de séparer
l’uranium et le plutonium des produits de fission et des
autres éléments transuraniens (c’est-à-dire des éléments
chimiques plus lourds que l’uranium).
Après purification, l’uranium est concentré et entreposé
sous forme de nitrate d’uranyle UO
2
(NO
3
)
2
. Il est destiné
à être converti en un composé solide (U
3
O
8
) dans l’ins-
tallation TU5 du site du Tricastin, dit uranium de retrai-
tement (URT).
Après purification et concentration, le plutoniumest pré-
cipité par de l’acide oxalique, séché, calciné en oxyde de
plutonium, conditionné en boîtes étanches et entreposé.
Le plutonium est ensuite destiné à la fabrication de com-
bustiblesMOXdans l’usineArevaNCdeMarcoule (Mélox).
Les effluents et les déchets générés
par le fonctionnement des usines
Lesproduitsdefissionetautresélémentstransuraniensissus
duretraitement sont concentrés, vitrifiés et conditionnés en
colis standards dedéchets vitrifiés (CSD-V). Lesmorceaux
degainesd’assemblages sont compactés et conditionnés en
colis standards de déchets compactés (CSD-C).
Par ailleurs, les opérations de retraitement décrites au
paragraphe précédent mettent en œuvre des procédés
chimiques et mécaniques qui, par leur exploitation,
génèrent des effluents gazeux et liquides ainsi que des
déchets solides.
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CHAPITRE 13 :
LES INSTALLATIONS DU CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE
Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2015