Rapport de l'ASN 2019

dont le démantèlement s’est achevé en août 2019. Ces réacteurs sont caractérisés par une puissance plus faible (de 100 Wth à 70 MWth) que pour les réacteurs électronucléaires. Leur déman‑ tèlement n’avait pas été anticipé au moment de leur conception, dans les années 1960 à 1980. Par ailleurs, l’une des problématiques majeures du démantèlement est la mémoire de la conception et de l’exploitation de l’installation. Ainsi, le maintien de compé‑ tences et la phase de caractérisation de l’installation visant à définir son état initial (état de l’installation au début du déman‑ tèlement) présentent une importance cruciale. Au moment du démantèlement, ces installations présentent généralement un faible terme source radiologique, puisque l’une des premières opérations consiste à évacuer le combustible usé lors des opé‑ rations préparatoires au démantèlement. Les opérations de démantèlement d’un réacteur de recherche entraînent des risques évoluant rapidement du fait des nom‑ breuses modifications de l’installation : peu à peu, les risques nucléaires laissent place aux risques industriels conventionnels, tels que le risque lié à la gestion de plusieurs chantiers simultanés, ou encore le risque chimique lors de la phase d’assainissement. L’un des principaux enjeux réside cependant dans la production importante 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 sur des durées de l’ordre de la dizaine d’années. La majorité de ces réacteurs a été démolie en filière conventionnelle après assainissement. 2.3  Les installations de l’amont du cycle du combustible nucléaire Deux installations de l’amont du cycle du combustible en exploi‑ tation sont arrêtées. Elles sont situées sur le site du Tricastin, l’une spécialisée dans l ’ enrichissement de l’uranium par diffu‑ sion gazeuse ( INB 93 ) , l’autre dans la conversion de l’uranium ( INB 105 ) et sont en phase de préparation au démantèlement. Par ailleurs, deux installations ( ex‑INB 65 et 90 ) , qui constituaient l’ancienne usine de fabrication de combustibles nucléaires de Veurey‑Voroize, exploitée par la Société industrielle du com‑ bustible nucléaire (SICN) appartenant au groupe Orano, ont été déclassées en 2019, après l’achèvement des opérations de déman‑ tèlement et d’assainissement des structures, accompagné d’une démolition quasi‑totale des bâtiments. Les matières radioactives mises en œuvre lors du fonctionne‑ ment de ces usines étaient uniquement des substances uranifères. Une des spécificités de ces installations réside dans la présence de contamination radioactive liée à la présence d’isotopes de l’uranium, émetteurs de particule « alpha ». Les enjeux de radio‑ protection sont donc en grande partie liés au risque de conta‑ mination 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 notamment 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. 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. 2.4  Les installations de l’aval du cycle du combustible Les installations 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 Cycle, 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 combus‑ tible des réacteurs de première génération UNGG. Cette instal‑ lation, l’INB 33, dénommée UP2‑400 , pour «unité de production 2‑400 tonnes » (la première usine de traitement aujourd’hui en démantèlement est UP1, située dans l’INBS de Marcoule), a été définitivement arrêtée le 1 er janvier 2004 avec ses ateliers sup‑ ports : la station de traitement des effluents 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’ate‑ lier « haute activité oxyde » ( HAO ) , créé pour le traitement des combustibles des réacteurs à « eau légère » (INB 80). 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 condition‑ nés. Le démantèlement se fait donc en parallèle des opérations de reprise et conditionnement des déchets anciens (RCD). Ces déchets sont très irradiants et sont composés des éléments de structure issus du traitement de combustibles, de déchets tech‑ nologiques, de gravats, de terres, de boues. Certains déchets ont été entreposés en vrac, sans tri préalable. Les opérations de reprise nécessitent donc des moyens de préhension téléopérés, des systèmes de convoyage, de tri, des systèmes de pompage des boues et de conditionnement des déchets. Le développement de ces moyens et la réalisation des opérations dans des condi‑ tions acceptables de sûreté et de radioprotection constituent un enjeu majeur pour l’exploitant. Ces opérations pouvant durer plu‑ sieurs décennies, la maîtrise du vieillissement est aussi un défi. Tenant compte des quantités, des formes physico‑chimiques, de la radiotoxicité des déchets contenus dans ces ateliers, l’ex‑ ploitant doit développer des moyens et des compétences faisant appel à des techniques d’ingénierie complexes (radioprotection, chimie, mécanique, électrochimie, robotique, intelligence artifi‑ cielle…). Actuellement, une dizaine de projets de ce type sont en cours dans les ateliers anciens. Ils vont se dérouler sur plusieurs décennies et sont un préalable au démantèlement complet de ces ateliers, alors que le démantèlement des parties de procédé de l’usine se poursuit avec des techniques plus classiques. 2.5  Les installations support (entreposage, traitement des effluents et de déchets radioactifs) Un bon nombre de ces installations, la plupart mises en service dans les années 1960, dont le niveau de sûreté n’est pas conforme aux meilleures pratiques actuelles, ont été arrêtées. S’agissant des anciennes installations d’entreposage, elles n’ont pas initialement été conçues pour permettre l’évacuation de leurs déchets et, pour certaines, le stockage de ces déchets y était envi‑ sagé comme définitif. À titre d’exemples, l’on peut citer les silos de Saint‑Laurent‑des‑Eaux ( INB 74 ) , les silos de l’usine Orano Cycle de La Hague (silos 115 et 130 dans l ’ INB 38 , silo HAO dans l ’ INB 80 ) , les fosses et tranchées de l ’ INB 56 , les puits de l ’ INB 72   et de l ’ INB 166 . La reprise des déchets y est complexe et s’étendra sur plusieurs décennies. Les déchets doivent être Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2019  341 13 – LE DÉMANTÈLEMENT DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES DE BASE 13