Atelier de technologie du plutonium et Laboratoire de purification chimique – Centre du CEA L’Atelier de technologie du plutonium (ATPu – INB 32) assurait la production d’éléments combustibles à base de plutonium, destinés aux RNR ou réacteurs expérimentaux à partir de 1967, puis, de 1987 à 1997, aux REP utilisant du combustible MOX (Mélange d’OXydes). Les activités du Laboratoire de purification chimique (LPC – INB 54) étaient associées à celles de l’ATPu: contrôles physico‑chimiques et examens métallurgiques, traitement des effluents et déchets contaminés. Les deux installations ont été arrêtées en 2003 et sont en cours de démantèlement. En 2023, l’instruction des dossiers de réexamen périodique des deux installations s’est poursuivie. Les opérations liées à la surveillance, l’entretien et l’exploitation (opération SENEX), ainsi que les opérations liées à la gestion et à la surveillance des déchets solides et des effluents liquides (caractérisation, regroupement, évacuation) se sont également poursuivies et ont permis la réduction du terme source des deux instal‑ lations. Le chantier de dépose du procédé de cryotraitement s’est également poursuivi. Les inspections conduites par l’ASN en 2023 ont principalement porté sur le confinement statique et dynamique, ainsi que sur la gestion des déchets, pour l’ATPu, et sur la réalisation du réexamen périodique, pour le LPC. Les modalités d’évacuation des déchets ont également été contrôlées. L’ASN estime que le niveau de sûreté nucléaire de l’installation est globalement satisfaisant sur ces thématiques. L’exploitant a déclaré en octobre 2023 un événement signifi‑ catif sur le LPC classé au niveau 1 de l’échelle INES, relatif à un défaut de culture de sûreté d’un agent du service de préven‑ tion des risques, lié au non‑respect des conditions d’accès en zone contrôlée. L’ASN contrôlera la mise en œuvre des actions proposées par l’exploitant, afin d’éviter le renouvellement de ce type d’événement. Les modalités de contrôle des accès en zone réglementée au titre de la radioprotection au CEA seront notamment examinées. Réacteur de recherche Masurca – Centre du CEA Le réacteur Masurca (INB 39), dont la création a été autorisée par décret du 14 décembre 1966, était destiné aux études neutroniques, principalement pour les cœurs de la filière des RNR, et au développement de techniques de mesures neutroniques. Le réacteur est à l’arrêt depuis 2007. L’arrêt définitif de l’installation a été déclaré par le CEA le 31 décembre 2018. L’exploitant a transmis le dossier de déman‑ tèlement de l’installation en décembre 2020, et réalise, dans l’intervalle, des travaux de préparation au démantèlement tels que le désamiantage des locaux, la réhabilitation de bâtiments ou la dépose de matériel conventionnel. Ce dossier de déman‑ tèlement est en cours d’instruction, et l’enquête publique en cours d’organisation. Un dossier relatif à l’évacuation des équi‑ pements contenant du sodium a été déposé fin 2023. L’ASN a pris position sur le dossier d’option du réexamen en juillet 2023. Le dossier de réexamen est attendu pour 2025. L’ASN estime que le niveau de sûreté nucléaire, notamment concernant la surveillance des intervenants extérieurs, et la radioprotection – thèmes qui ont été inspectés en 2023 – est globalement satisfaisant. Réacteurs de recherche Éole et Minerve – Centre du CEA Les réacteurs expérimentaux Éole et Minerve sont des maquettes critiques, de très faible puissance (moins d’un kilowatt), qui permettaient la réalisation d’études neutroniques, en particulier pour l’évaluation de l’absorption des rayons gamma ou des neutrons par les matériaux. Le réacteur Éole (INB 42), dont la création a été autorisée par décret du 23 juin 1965, était principalement destiné à l’étude neutronique des réseaux modérés, en particulier ceux des REP et des réacteurs à eau bouillante (REB). Le réacteur Minerve (INB 95), dont le transfert du centre d’études de Fontenay‑aux‑Roses vers le centre d’études de Cadarache a été autorisé par décret du 21 septembre 1977, est situé dans le même hall que le réacteur Éole. Des activités d’enseignement et de recherche ont eu lieu sur ces maquettes jusqu’à leur arrêt définitif le 31 décembre 2017. Le décret n° 2023‑1176 du 12 décembre 2023 a réuni les deux INB 42 et 95 au sein d’une INB unique (INB 42-U), dénommée «Éole / Minerve», et a pres‑ crit les opérations de démantèlement de cette installation. L’instruction du dossier de démantèlement des deux instal‑ lations s’est terminée en 2023. À la suite de la saisine de la mission de la sûreté nucléaire et de la radioprotection (MSNR), l’ASN a rendu un avis favorable sur le projet de décret procé‑ dant à la réunion des INB 42 et 95 au sein d’une INB unique (INB 42-U), et prescrivant au CEA le démantèlement de cette installation. L’ASN estime que le niveau de sûreté de l’INB 42-U est glo‑ balement satisfaisant, notamment concernant l’avancement des dernières OPDEM, l’organisation des opérations de carac‑ térisation et de reconditionnement, ainsi que des opérations d’évacuation des matières radioactives, ou encore la surveil‑ lance des intervenants extérieurs. L’exploitant doit cependant progresser sur le suivi des déchets sans filière immédiate (DSFI) et avancer sur la conception de conteneurs pour évacuer les sources de démarrage. Ateliers de traitement de l’uranium enrichi – Centre du CEA De 1963 à 1995, les Ateliers de traitement de l’uranium enrichi (ATUe – INB 52) assuraient la conversion en oxyde frittable de l’hexafluorure d’uranium en provenance des usines d’enrichissement de Cadarache, et effectuaient le retraitement chimique des déchets de fabrication des éléments combustibles. Le démantèlement de cette installation a été autorisé par décrets en février 2006 et 2021, accompagnés de prescriptions de l’ASN décrivant les conditions de réalisation des futures opérations de démantèlement du 14 octobre 2021. Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2023 91 Le panorama régional de la sûreté nucléaire et de la radioprotection • PROVENCE-ALPES-CÔTE D’AZUR •
RkJQdWJsaXNoZXIy NjQ0NzU=