LES ACTIVITÉS NUCLÉAIRES : RAYONNEMENTS IONISANTS ET RISQUES POUR LA SANTÉ ET L’ENVIRONNEMENT qui rend les démantèlements et assainissements nécessaires plus complexes et plus longs. Une des étapes les plus importantes – et parfois difficile du fait d’archives incomplètes – du démantèlement de ce type d’installation consiste donc à établir le plus précisément possible l’inventaire des déchets et l’état radiologique de l’installation, pour pouvoir définir les étapes du démantèlement et les filières de gestion des déchets. 2.2.2 – Les réacteurs de recherche À la fin de l’année 2025, huit réacteurs expérimentaux sont en démantèlement ou en préparation au démantèlement : Rapsodie (réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium), Masurca, Éole et Minerve (maquettes critiques), Phébus (réacteur d’essai), Osiris-Isis (réacteur de type « piscine » et sa maquette critique) et Orphée (réacteur de type « piscine » à eau lourde). Le réacteur d’enseignement Ulysse a quant à lui été déclassé en 2022. Ces réacteurs sont caractérisés par une puissance plus faible (de 100 Wth à 70 MWth) que les réacteurs électronucléaires. Leur démantèlement n’avait pas été anticipé au moment de leur conception, dans les années 1960 à 1980. Lors du démantèlement, ces installations présentent généralement un faible terme source radiologique, puisque l’une des premières opérations après l’arrêt définitif consiste à évacuer le combustible usé. L’un des principaux enjeux réside dans la production de volumes importants de déchets TFA et dans leur gestion, afin d’assurer leur entreposage puis leur élimination par une filière appropriée. Les réacteurs de recherche bénéficient d’un retour d’expérience significatif, lié au démantèlement de nombreuses installations similaires en France (Siloé, Siloette, Mélusine, Harmonie, Triton(3), le réacteur universitaire de Strasbourg – RUS, Ulysse) et à l’international. Leur démantèlement se fait habituellement sur des durées de l’ordre de la dizaine d’années, mais la multiplicité d’installations à démanteler simultanément peut conduire à envisager des durées de démantèlement significativement plus longues pour certains réacteurs du CEA. Après l’assainissement des zones activées ou contaminées, conduisant à l’évacuation de l’ensemble des déchets radioactifs vers des filières adaptées, la majorité de ces réacteurs ont été démolis avec envoi des déchets en filière conventionnelle. 2.3 Les installations de l’amont du « cycle du combustible nucléaire » Deux installations de l’amont du « cycle du combustible » sont en démantèlement. Elles sont situées sur le site du Tricastin, l’une spécialisée dans l’enrichissement de l’uranium par diffusion gazeuse (usine Georges Besse I – INB 93), l’autre dans la conversion de l’uranium (usine ex‑Comurhex – INB 105). Les matières radioactives mises en œuvre lors du fonctionnement de ces usines étaient uniquement des substances uranifères. Une des spécificités de ces installations réside dans la présence de contaminations radioactives liées à la présence d’isotopes de l’uranium, émetteurs de particules « alpha ». Les enjeux de radioprotection sont donc en grande partie liés au risque de contamination interne. Par ailleurs, ces installations sont également des installations anciennes, dont l’historique de fonctionnement est mal connu. La détermination de l’état initial, et en particulier des pollutions présentes dans les sols sous les structures, demeure donc un enjeu important. De plus, les procédés industriels mis en œuvre à l’époque impliquaient l’utilisation de substances chimiques toxiques en quantités importantes (par exemple, le trifluorure de chlore ou 3. Triton fut l’un des premiers réacteurs de recherche très compacts et très souples, de type piscine, dénommés « MTR » (Material Test Reactor). Triton (6,5 MWth) fut implanté en 1959 à Fontenay-aux-Roses. l’acide fluorhydrique, ainsi que l’uranium lui‑même) : le confinement de ces substances chimiques représente donc également un enjeu sur ces installations et peut nécessiter la mise en place de moyens dédiés (ventilation, sas de confinement, masques de protection des voies respiratoires, etc.). Des reprises de matières et déchets sont en cours sur l’installation Comurhex (INB 105), visant à désentreposer des aires historiques pour retraitement et conditionnement final. Dans ce contexte, l’ASNR a mis en demeure Orano Chimie-Enrichissement de finaliser le désentreposage des matières présentes sur l’aire 61 d’ici septembre 2026, compte tenu des enjeux de sûreté liés à l’entreposage de ces imbrulés de fluoration (IUF). 2.4 Les installations de l’aval du « cycle du combustible nucléaire » Les installations civiles de l’aval du « cycle du combustible » sont constituées des piscines d’entreposage des combustibles usés, des usines de traitement des combustibles usés et des entreposages des déchets du procédé de traitement. Ces installations, exploitées par Orano, sont situées sur le site de La Hague. La première installation de traitement de La Hague a été mise en service en 1966, initialement pour le traitement du combustible des réacteurs de première génération UNGG. Cette installation, l’INB 33, dénommée « UP2‑400 », pour « unité de production n°2 - 400 tonnes par an », a été définitivement arrêtée le 1er janvier 2004 avec des ateliers support : la Station de traitement des effluents et déchets solides (STE2) et l’Atelier de traitement des combustibles usés (AT1 – INB 38), l’atelier de fabrication de sources radioactives (ELAN IIB – INB 47) et l’atelier « haute activité oxyde » (HAO), créé pour le traitement des combustibles des réacteurs à « eau légère » (INB 80). Certaines de ces installations ont connu des accidents qui ont conduit à une contamination des locaux et de leur environnement proche, comme l’incendie du silo 130 appartenant à l’INB 38 en 1981. Contrairement aux déchets conditionnés directement en ligne que produisent les usines en fonctionnement UP2‑800 et UP3‑A, la majeure partie des déchets produits par la première usine de retraitement ont été entreposés sans être traités ni conditionnés. Le démantèlement se fait donc en parallèle des opérations de reprise et conditionnement des déchets anciens (RCD). FOCUS N°2 Destruction des tours aéroréfrigérantes de l’usine d’enrichissement d’uranium Georges Besse (INB 93) Érigées au début des années 1970, les deux tours de 123 mètres de haut et 90 mètres de diamètre à leur base ont servi au refroi‑ dissement de l’usine d’enrichissement d’uranium Georges Besse pendant 33 ans. À la suite de l’arrêt de l’installation en 2012, le démantèlement de l’usine a débuté en 2020 et la déconstruction des tours a commencé en avril 2025. Cette opération devrait durer 18 mois. La méthode employée pour la démolition des deux tours est le « grignotage ». Elle consiste à déconstruire la coque en béton des tours, morceau par morceau, de haut en bas, à l’aide d’une pince hydraulique installée sur une grue positionnée au centre de la tour ; cette méthode permet de limiter certains impacts directs du chan‑ tier tels que les vibrations et les poussières. Les 25 000 tonnes de matériaux non radioactifs qui seront récupé‑ rés sont destinés à être valorisés par la suite. L’ASN a donné son accord aux opérations de déconstruction des tours en juillet 2024 et la déconstruction de la première tour a été achevée en août 2025. 352 Rapport de l’ASNR sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2025
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