Rapport de l'ASN 2019

prudent d’une stratégie de référence, sur la prise en compte des incertitudes techniques et des aléas de réalisation et sur la prise en compte du retour d’expérience. Une convention, signée entre l’ASN et la DGEC, pour le contrôle des charges de long terme par l’ASN, définit : ∙ ∙ les conditions dans lesquelles l’ASN produit les avis qu’elle est chargée de remettre, en application de l’article 12 du décret du 23 février 2007, sur la cohérence de la stratégie de démantèle‑ ment et de gestion des combustibles usés et déchets radioactifs; ∙ ∙ les conditions dans lesquelles la DGEC peut faire appel à l’ex‑ pertise de l’ASN, en application de l’article 15 du même décret. 2. La situation des installations nucléaires en démantèlement – enjeux spécifiques À la fin de l’année 2019, 35 installations sont définitivement arrêtées ou en cours de démantèlement en France. Il est prévu qu’une dizaine d’installations supplémentaires soient arrêtées dans les années qui viennent (voir carte ci‑après). Ces installa‑ tions sont très variées (réacteurs électronucléaires, réacteurs de recherche, installations du cycle du combustible, installations support…) et les enjeux du démantèlement peuvent être très dif‑ férents d’une installation à l’autre. Ces enjeux sont cependant tous liés à la quantité importante de déchets à gérer pendant le démantèlement. Les enjeux de sûreté et de radioprotection sont d’autant plus élevés que les installations contiennent des déchets historiques ; c’est le cas, en particulier, des anciennes usines de traitement de combustibles irradiés d’Orano Cycle ou des anciennes installations d’entreposage du CEA. 2.1  Les réacteurs électronucléaires 2.1.1 Les réacteurs électronucléaires à eau sous pression Le premier chantier de démantèlement des réacteurs électronu‑ cléaires à eau sous pression (REP) en France est celui du réacteur Chooz A (INB 163). Il s’agit d’un modèle réduit par rapport aux 58 réacteurs électronucléaires en fonctionnement. Le démantèle‑ ment de Chooz A est autorisé par décret depuis 2007. Il présente quelques difficultés techniques particulières liées à sa construc‑ tion dans une caverne; certaines opérations sont plus complexes, telle l’extraction de gros composants comme les générateurs de vapeur. Le démantèlement de la cuve de Chooz A et de ses équi‑ pements internes est en cours et devrait se poursuivre dans les délais prescrits par le décret. Le démantèlement des REP bénéficie d’un retour d’expérience acquis sur de nombreux projets à l’international et la concep‑ tion de ces réacteurs facilite leur démantèlement par rapport à d’autres technologies de réacteur. Le démantèlement de ce type d’installation ne présente ainsi pas d’enjeu technique majeur et sa faisabilité est acquise. Quelle que soit la durée de vie des réacteurs en fonctionnement, EDF sera confrontée au démantèlement simultané de plusieurs REP dans les prochaines années. EDF devra donc s’organiser pour industrialiser le démantèlement afin de respecter l’obli‑ gation de démantèlement de chaque installation dans un délai aussi court que possible. L’arrêt définitif de la centrale nucléaire de Fessenheim est prévu pour 2020. Il s’agira du premier des 58 REP actuellement en fonctionnement à être démantelé en France. Le démantèlement de Fessenheim constituera donc un retour d’expérience important pour EDF pour les autres REP. 2.1.2 Les réacteurs électronucléaires autres que les REP Les réacteurs électronucléaires autres que les REP correspondent tous à des prototypes industriels. Ce sont les réacteurs de pre‑ mière génération de type UNGG ainsi que le réacteur à eau lourde EL4-D sur le site de Brennilis, et les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, Phénix et Superphénix . Certains de ces réacteurs sont arrêtés depuis plusieurs décen‑ nies, ce qui a conduit à la perte de la connaissance de l’installa‑ tion et de son exploitation ainsi que des compétences associées à ces réacteurs. Le démantèlement de ces réacteurs est caractérisé par l’absence de retour d’expérience national et international. Comme pour les REP, le démantèlement commence par le retrait du combustible nucléaire, qui permet de retirer 99% de la radioactivité présente dans l’installation. Les puissances ther‑ miques de ces réacteurs étant assez élevées (toutes supérieures à 250 MWth – megawatts thermiques), leur démantèlement néces‑ site la découpe et le retrait de pièces activées du cœur du réacteur. Des moyens téléopérés sont donc mis en œuvre dans ces zones fortement irradiantes. Compte tenu de leur caractère unique, il est nécessaire de concevoir et réaliser des opérations spécifiques et complexes pour les démanteler. Les UNGG ont la particularité d’être des réacteurs de grandes dimensions et très massifs, nécessitant notamment des techniques de découpe et d’accès innovantes, dans des conditions d’irradia‑ tion élevées. Le démantèlement de ces réacteurs conduira EDF à gérer des volumes de déchets significatifs. L’exutoire final de certains de ces déchets est en cours de définition, comme les briques graphite pour lesquelles un stockage FA‑VL est envisagé. Le démantèlement du réacteur EL4-D (réacteur prototype à eau lourde) a été ralenti, d’une part en raison de l’absence de retour d’expérience concernant les techniques de démantèlement à mettre en œuvre, d’autre part en raison d’aléas concernant l’ins‑ tallation de conditionnement et d’entreposage de déchets activés ( Iceda, voir partie introductive et chapitre 14). Le démantèlement des réacteurs refroidis au sodium (Phénix, Superphénix) n’est confronté à aucun obstacle technologique majeur. Les enjeux spécifiques résident principalement dans la maîtrise du risque d’incendie lié à la présence de sodium et la sûreté de ses procédés de traitement. 2.2  Les installations de recherche 2.2.1 Les laboratoires de recherche Quatre laboratoires de recherche sont en cours de démantèlement ou en préparation au démantèlement. Il s’agit du laboratoire de haute activité ( LHA ) de Saclay (INB 49), du laboratoire de puri‑ fication chimique ( LPC ) de Cadarache (INB 54), de l’atelier des matériaux irradiés ( AMI ) de Chinon (INB 94) et du laboratoire dénommé « Procédé » de Fontenay‑aux‑Roses (INB165). Ces labo‑ ratoires ont démarré dans les années 1960; ils étaient dédiés à la R&D, réalisée en soutien au développement de la filière électro­ nucléaire en France. Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2019  339 13 – LE DÉMANTÈLEMENT DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES DE BASE 13