Rapport de l'ASN 2019

de six modules, dont les deux premiers sont prévus pour enri‑ chir de l’uranium issu du traitement de combustibles usés. L’ASN a autorisé en 2014 la mise en service de l’atelier support. L’enrichissement d’uranium issu du retraitement, qui est sou‑ mis à autorisation préalable de l’ASN, n’est pas mis en œuvre. • L’installation Atlas – INB 176 L’installation Atlas a pour fonction : ‒ ‒ la réalisation d’analyses physico‑chimiques et radiochimiques industrielles ; ‒ ‒ le suivi des rejets liquides et atmosphériques et la surveillance de l’environnement des installations du Tricastin. L’installation Atlas, qui répond aux exigences de sûreté les plus récentes, présente une robustesse aux agressions externes. L’ASN a autorisé le 7 mars 2017 sa mise en service. • L’installation dite «Parcs uranifères du Tricastin» – INB 178 À la suite du déclassement d’une partie de l’INBS de Pierrelatte par décision du Premier ministre, l’INB 178, dite « Parcs ura‑ nifères du Tricastin », a été créée. Cette installation regroupe des parcs d’entreposage d’uranium, ainsi que les nouveaux locaux de gestion de crise de la plateforme. L’ASN a enregistré cette ins‑ tallation en décembre 2016. • L’installation P35 – INB 179 Dans la continuité du processus de déclassement de l’INBS de Pierrelatte par décision du Premier ministre, l’INB 179, dite « P35 » a été créée. Cette installation regroupe dix bâtiments d’entre‑ posage d’uranium. L’ASN a enregistré cette installation en jan‑ vier 2018. 1.2  Fabrication du combustible La fabrication du combustible pour les réacteurs électronucléaires nécessite de transformer l’UF 6  en poudre d’oxyde d’uranium. Les pastilles fabriquées à partir de cette poudre dans l’usine Framatome de Romans‑sur‑Isère, dite « FBFC » (INB 98), sont placées dans des gaines métalliques en zirconium pour constituer les crayons de combustible, ensuite réunis pour former les assemblages. Les combustibles utilisés dans les réacteurs expérimentaux sont plus variés, certains d’entre eux utilisent, par exemple, de l’ura‑ nium très enrichi sous forme métallique. Ces combustibles sont fabriqués dans l’usine Framatome de Romans‑sur‑Isère appelée Cerca   (INB 63). Le combustible MOX, constitué d’un mélange d’oxydes d’uranium appauvri et de plutonium, est fabriqué dans l’INB 151 Melox , exploitée par Orano Cycle et située sur le site nucléaire de Marcoule. 1.3  Aval du cycle du combustible – retraitement • Les usines de retraitement Orano Cycle de La Hague en fonctionnement Les usines de La Hague, destinées au traitement des assemblages de combustibles usés dans les réacteurs nucléaires, sont exploi‑ tées par Orano Cycle. La mise en service des différents ateliers des usines UP3-A (INB 116) et UP2‑800   (INB 117) et de la station de traitement des effluents STE3   (INB 118) s’est déroulée de 1986 (réception et entreposage des assemblages combustibles usés) à 2002 (ate‑ lier de traitement du plutonium R4), avec la mise en service de la majorité des ateliers de procédé en 1989‑1990. Les décrets du 10 janvier 2003   fixent la capacité individuelle de traitement de chacune des deux usines à 1 000 tonnes par an, comptées en quantité d’uranium et de plutonium contenus dans les assemblages combustibles avant irradiation (passage en réac‑ teur) et limitent la capacité totale des deux usines à 1700 tonnes par an. Les limites et conditions de rejet et de prélèvement d’eau du site sont définies par deux décisions de l’ASN du 22 décembre 2015  ( décision n° 2015-DC-0535 et décision n° 2015-DC-0536 ) . • Les opérations réalisées dans les usines Les usines de retraitement comprennent plusieurs unités indus‑ trielles, chacune destinée à une opération particulière. On distin­ gue ainsi les installations de réception et d’entreposage des assem‑ blages de combustibles usés, de cisaillage et de dissolution de ceux‑ci, de séparation chimique des produits de fission, de l’ura‑ nium et du plutonium, de purification de l’uranium et du pluto‑ nium et de traitement des effluents, ainsi que de conditionne‑ ment des déchets. À leur arrivée dans les usines, les assemblages de combustibles usés disposés dans leurs emballages de transport sont déchargés soit «sous eau» en piscine, soit à sec en cellule blindée étanche. Les assemblages sont alors entreposés dans des piscines pour leur refroidissement. Les assemblages sont ensuite cisaillés et dissous dans l’acide nitrique afin de séparer les morceaux de gaine métallique du combustible nucléaire usé. Les morceaux 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 d’en extraire l’ura‑ nium et le plutonium, et d’y laisser les produits de fission et les autres éléments transuraniens. 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 dans l’installation TU5 du site du Tricastin en un composé solide (U 3 O 8 ), dit « uranium de retraitement ». Site du Tricastin ex-Comurhex GB II TU5 et W ex-Socatri Parcs uranifères du Tricastin P35 Atlas Établissement de Romans-sur-Isère FBFC Cerca Site de Malvési ex-Comurhex Site de Marcoule Melox Établissement de La Hague UP3 UP2-800 STE3 Installations du cycle du combustible en fonctionnement et en démantèlement Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2019  321 11 – LES INSTALLATIONS DU CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE 11