À leur arrivée dans les usines, les assemblages de combus‑ tibles 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 refroidissement. Ils sont ensuite cisaillés et dissous dans l’acide nitrique, af in de séparer les morceaux de gaine métallique du combus‑ tible 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, af in d’en extraire l’uranium 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 UO2(NO3)2. Il est destiné à être converti, dans l’installation TU5 du site du Tricastin, en un composé solide (U3O8), dit «uranium de retraitement ». Après purification et concentration, le plutonium est précipité par de l’acide oxalique, séché, calciné en oxyde de plutonium, conditionné en boîtes étanches et entreposé. Le plutonium est ensuite destiné à la fabrication de combustibles MOX dans l’usine Orano de Marcoule (Melox). Les installations de La Hague LES INSTALLATIONS ARRÊTÉES, EN DÉMANTÈLEMENT INB 80 • Atelier haute activité oxyde (HAO) : ཛྷ HAO/Nord : atelier de déchargement «sous eau» et d’entreposage des éléments combustibles usés, ཛྷ HAO/Sud : atelier de cisaillage et de dissolution des éléments combustibles usés ; INB 33 • Usine UP2‑400, première unité de retraitement : ཛྷ HA/DE : atelier de séparation de l’uranium et du plutonium des produits de fission, ཛྷ HAPF/SPF (1 à 3) : atelier de concentration et d’entreposage des produits de fission, ཛྷ MAU : atelier de séparation de l’uranium et du plutonium, de purification et d’entreposage de l’uranium sous forme de nitrate d’uranyle, ཛྷ MAPu : atelier de purification, de conversion en oxyde et de premier conditionnement de l’oxyde de plutonium, ཛྷ LCC : laboratoire central de contrôle qualité des produits, ཛྷ ACR : atelier de conditionnement des résines ; INB 38 • Installation STE2, collecte, traitement des effluents et entreposage des boues de précipitation et atelier AT1, installation prototype en cours de démantèlement ; INB 47 • Atelier ELAN IIB, installation de recherche en cours de démantèlement. LES INSTALLATIONS EN FONCTIONNEMENT INB 116 • Usine UP3-A : ཛྷ T0 : atelier de déchargement à sec des éléments combustibles usés, ཛྷ Piscines D et E : piscines d’entreposage des éléments combustibles usés, ཛྷ T1 : atelier de cisaillage des éléments combustibles, de dissolution et de clarification des solutions obtenues, ཛྷ T2 : atelier de séparation de l’uranium, du plutonium et des produits de fission, et de concentration/ entreposage des solutions de produits de fission, ཛྷ T3/T5 : ateliers de purification et d’entreposage du nitrate d’uranyle, ཛྷ T4 : atelier de purification, de conversion en oxyde et de conditionnement du plutonium, ཛྷ T7 : atelier de vitrification des produits de fission, ཛྷ BSI : atelier d’entreposage de l’oxyde de plutonium, ཛྷ BC : salle de conduite de l’usine, atelier de distribution des réactifs et laboratoires de contrôle de marche du procédé, ཛྷ ACC : atelier de compactage des coques et embouts, ཛྷ AD2 : atelier de conditionnement des déchets technologiques, ཛྷ ADT : aire de transit des déchets, ཛྷ EDS : entreposage de déchets solides, ཛྷ E/D EDS : atelier de désentreposage/entreposage de déchets solides, ཛྷ ECC : ateliers d’entreposage et de reprise des déchets technologiques et de structures conditionnés, ཛྷ E/EV Sud‑est : atelier d’entreposage des résidus vitrifiés, ཛྷ E/EV/LH et E/EV/LH 2 : extensions de l’entreposage des résidus vitrifiés ; INB 117 • Usine UP2‑800 : ཛྷ NPH : atelier de déchargement «sous eau» et d’entreposage des éléments combustibles usés en piscine, ཛྷ Piscine C : piscine d’entreposage des éléments combustibles usés, ཛྷ R1 : atelier de cisaillage des éléments combustibles, de dissolution et de clarification des solutions obtenues (incluant l’URP : atelier de redissolution du plutonium), ཛྷ R2 : atelier de séparation de l’uranium, du plutonium et des produits de fission et de concentration des solutions de produits de fission (incluant l’UCD: unité centralisée de traitement des déchets alpha), ཛྷ SPF (4, 5, 6) : ateliers d’entreposage des produits de fission, ཛྷ R4 : atelier de purification, de conversion en oxyde et de premier conditionnement de l’oxyde de plutonium, ཛྷ BST1 : atelier de deuxième conditionnement et d’entreposage de l’oxyde de plutonium, ཛྷ R7 : atelier de vitrification des produits de fission, ཛྷ AML • AMEC : ateliers de réception et d’entretien des emballages ; INB 118 • Installation STE3, collecte, traitement des effluents et entreposage des colis bitumés : ཛྷ E/D EB : entreposage/désentreposage des déchets alpha, ཛྷ MDS/B : minéralisation des déchets de solvant. Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2021 77 LE PANORAMA RÉGIONAL DE LA SÛRETÉ NUCLÉAIRE ET DE LA RADIOPROTECTION NORMANDIE
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