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 thermiques de ces réacteurs étant assez élevées (toutes supérieures à 250 megawatts thermiques – MWth), leur démantèlement nécessite la mise en œuvre de moyens téléopérés dans certaines zones, fortement irradiantes (cœur du réacteur). Les réacteurs 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’irradiation 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 de graphite, représentant environ 15000 tonnes de déchets qui seront produits, pour lesquelles un stockage adapté aux déchets nucléaires de faible activité à vie longue (FA‑VL) est envisagé. Le démantèlement du réacteur prototype à eau lourde (EL4‑D) 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 de difficultés concernant l’installation de conditionnement et d’entreposage de déchets activés (Iceda, voir le Panorama régional en introduction de ce rapport) qui doit prendre en charge certains des déchets de ce démantèlement. Le démantèlement des réacteurs refroidis au sodium (Phénix et 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 purification 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 (INB 165). Ces laboratoires ont démarré dans les années 1960 ; ils étaient dédiés à la recherche réalisée en soutien au développement de la filière électronucléaire en France. Ces installations très anciennes sont toutes confrontées à la problématique de gestion des déchets dits «historiques », entreposés sur place à une époque où les filières de gestion n’avaient pas été mises en place : déchets nucléaires de moyenne activité à vie longue (MA-VL), déchets sans filière (par exemple contenant de l’amiante, du mercure, etc.). Par ailleurs, des incidents ont eu lieu lors de leur exploitation, contribuant à l’émission de substances radioactives à l’intérieur et à l’extérieur des enceintes de confinement et à des pollutions plus ou moins importantes des structures et des sols, ce qui rend les démantèlements difficiles et 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 définir les étapes du démantèlement et les filières de gestion des déchets. 4. 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. 2.2.2 Les réacteurs de recherche À la fin de l’année 2021, neuf réacteurs expérimentaux sont définitivement arrêtés : Rapsodie (réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium), Masurca, Éole et Minerve (maquettes critiques), Phébus (réacteur d’essai), Osiris et Orphée (réacteurs de type «piscine»), Ulysse et Isis (réacteurs d’enseignement). Ces réacteurs sont caractérisés par une puissance plus faible (de 100 watts thermiques 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. L’une des problématiques majeures du démantèlement est la mémoire de la conception et de l’exploitation de l’installation. Ainsi, le maintien de compétences et la phase de caractérisation de l’installation visant à définir son état initial (état de l’installation au début du démantèlement) présentent une importance cruciale. 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(4), le réacteur universitaire de Strasbourg – RUS) et à l’international. Leur démantèlement se fait habituellement sur des durées de l’ordre de la dizaine d’années. La majorité de ces réacteurs a été démolie avec envoi des déchets en filière conventionnelle, après assainissement des zones activées ou contaminées. 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 (INB 93), l’autre dans la conversion de l’uranium (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 (uranium, trifluorure de chlore ou fluorure d’hydrogène, par exemple) : le confinement de ces substances chimiques représente donc également un enjeu sur ces installations et peut donc nécessiter la mise en place de moyens dédiés (ventilation, sas de confinement, masques de protection des voies respiratoires, etc.). Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2021 341 13 – LE DÉMANTÈLEMENT DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES DE BASE 08 07 13 04 10 06 12 14 03 09 05 11 02 AN 01
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