Usines Framatome de fabrication de combustibles nucléaires

Sur son site de Romans-sur-Isère dans la Drôme (26), la société Framatome exploite deux installations nucléaires de base, l'unité de fabrication d'éléments combustibles pour les réacteurs de recherche (INB 63) et l'unité de fabrication de combustibles nucléaires destinés aux réacteurs à eau sous pression (INB 98), ainsi qu'une installation classée pour la protection de l'environnement (ICPE 6 bis), l'atelier dit des Cavités, où sont fabriqués des composants spécifiques, comme les "cavités" ou les "collimateurs LHC" pour le CERN.

Fabrication de substances radioactives - Framatome

Installion contrôlée par :

la division de Lyon

Les installations en bref

Sur son site de Romans-sur-Isère dans la Drôme (26), la société Framatome exploite deux installations nucléaires de base, l'unité de fabrication d'éléments combustibles pour les réacteurs de recherche (INB 63) et l'unité de fabrication de combustibles nucléaires destinés aux réacteurs à eau sous pression (INB 98), ainsi qu'une installation classée pour la protection de l'environnement (ICPE 6 bis), l'atelier dit des Cavités, où sont fabriqués des composants spécifiques, comme les "cavités" ou les "collimateurs LHC" pour le CERN.

  • L'INB n°98 est dédiée à la fabrication d'éléments combustibles au standard REP-EDF. La limite d'enrichissement qui s'applique à l'uranium mis en œuvre est de 5% et une partie de cet uranium (URE) provient de la filière retraitement - réenrichissement. La fabrication du combustible pour les réacteurs électronucléaires nécessite de transformer l’UF6 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 destinés à être utilisés dans les réacteurs des centrales nucléaires. S’agissant des réacteurs expérimentaux, les combustibles sont plus variés, certains d’entre eux utilisant, par exemple, de l’uranium très enrichi sous forme métallique. Ces combustibles sont également fabriqués dans l’usine de Romans‑sur‑Isère, anciennement appelée « Cerca » (INB 63).
  • L'INB n°63 est un atelier où des combustibles de fort enrichissement (jusqu'à 93,5%), laminés ou non, sont élaborés pour des réacteurs de recherche. Une zone de cet atelier est réservée aux fabrications pour les réacteurs de type TRIGA. Le marché à l'origine de cette activité est international.

Au sens de la loi TSN, la société Framatome est responsable de l’exploitation des INB 63 et 98. La commercialisation des fabrications, en revanche, relève respectivement des sociétés CERCA et FBFC.

Appréciations 2018

Framatome a maintenu en 2018 ses efforts en matière de rigueur d’exploitation et a mis en œuvre un programme ambitieux de travaux au sein des deux installations.

En 2018, le site a notamment poursuivi le renforcement des effectifs dans les domaines suivants : sûreté, conduite des projets, contrôles réglementaires et surveillance des prestataires.

Au cours de l’année 2018, l’ASN a contrôlé la mise en œuvre des engagements pris dans le cadre des réexamens périodiques de la sûreté des deux INB (INB 98 et 63) : ces engagements consistent en des études complémentaires de sûreté ou en la mise en œuvre de travaux de renforcement des bâtiments (gestion du risque d’incendie, renforcements parasismiques, amélioration du confinement).

L’amélioration du management de la sûreté et de la rigueur d’exploitation se confirme. Ces renforcements doivent cependant être poursuivis, notamment par la systématisation du contrôle des activités. En effet, 4 événements en lien avec la prévention du risque de criticité, dont 3 ont fait l’objet d’inspections réactives de l’ASN, ont été déclarés et classés au niveau 1 de l’échelle INES en 2018.

En matière de radioprotection, la situation s’est améliorée mais peut encore progresser sur certains aspects. Les enjeux dosimétriques restent toutefois modérés au niveau des installations, qui ne mettent pas en œuvre d’uranium de retraitement.

En matière de protection de l’environnement, le site doit encore progresser sur la maîtrise des filières des déchets, notamment sur la distinction entre déchets radioactifs et déchets conventionnels.

Compte‑tenu des améliorations significatives réalisées par le site en matière de management de la sûreté, d’organisation et de rigueur d’exploitation, l’ASN a décidé en mai 2018 de lever le dispositif de surveillance renforcée de ce site, qui avait été mis en place en 2014.

Principales étapes réglementaires

 INB 63

 INB 98

Décret d'autorisation (DAC)

Création du site et des premiers ateliers, réglementés par arrêtés préfectoraux, principalement l'AP 3668 du 5.12.1964. Déclaration de l'INB en mai 1967 (INB incluse dans le périmètre de l'INB 98). Décret du 9 août 1978 pour la création d'un atelier de prétraitement de déchets d'uranium très enrichi Mise en service définitive prononcée en août 1980. Réévaluation de sûreté en novembre 2006, poursuite d’exploitation délivrée le 5 janvier 2007

Décret d'autorisation de création du 2 mars 1978, modifié par décret n° 2006-329, en date du 20 mars 2006 (J.O. du 22 mars 2006) autorisant l'augmentation de capacité, arrêt de l'incinérateur et périmètre INB. Mise en service définitive prononcée le 18 novembre 1988. Réévaluation de sûreté en février 2003, poursuite d'exploitation délivrée le 10 mars 2003. Augmentation de capacité et arrêt de l’incinération des déchets en 2006 (décret n° 2006-329 du 20 mars 2006)

Arrêté DSIN/FAR N°A/11020/93 du 15 octobre 1993: autorisant le fonctionnement de l'atelier « cavités »

Rapport de sûreté

Rapport définitif de décembre 2011

Rapport définitif de juin 2011

Règles générales d'Exploitation (RGE)

Règles générales d'exploitation pour les deux INB de mai 2006

Arrêté de rejet des effluents liquides et gazeux et de prélèvement d'eau

Arrêté d'autorisation de rejet du site radioactifs et chimiques, liquides et gazeux (22 juin 2000, J.O. du 28 juillet 2000).

Plan d'Urgence interne

Révision 10 de novembre 2008

Etude déchets

Etude déchets révision de janvier 2011

Les risques

Principales matières nucléaires manipulées

  • Uranium métal : naturel et pollué (sous dérog), de divers enrichissement pour les combustibles laminés
  • U235 , U238, U232, U234, PF
  • Uranium oxyde : naturel, retraitement, légèrement pollué.
  • UF6

Principaux produits chimiques manipulés

  • Stockage produits dangereux: (2000 l) alcool, pétrole, acétone, toluène, trichloréthylène, perchloréthylène,
  • Produits toxiques: 1000 l acides sulfurique, nitrique, chlorhydrique
  • Stockage azote, et hydrogène (23000 Nm 3 sous 200 bars)
  • Dépôt de poudre d'aluminium (quelques tonnes)
  • Gaz de procédé (H 2 ,...) et HF aqueux à 50%

Accidents de référence pris en compte dans le PPI

Accident de criticité dans le bâtiment F2 Incendie (F2, MA2, AX2) Chute d'avion (hors dimensionnement) sur un bâtiment ou sur le parc

Accident de criticité dans les ateliers C1, AP2, R1 Fuite d'UF6 (C1, parc S2) Fuite d'HF (dépotage HF) Incendie (C1, AP2, R1) Chute d'avion (hors dimensionnement) sur un bâtiment ou sur le parc S2

Plan Particulier d'Intervention (PPI)

PPI édition d'août 1992 - révisé le 08/11/2006

Date de la dernière mise à jour : 16/05/2019