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 usuellement appelée « Cerca ». Les usines FBFC et Cerca ont été réunies en une seule INB (63‑U), par décret du 23 décembre 2021. Le combustible MOX est fabriqué dans l’INB 151 Melox, exploitée par Orano, située sur le site nucléaire de Marcoule, par mélange et pastillage de poudres d’oxyde d’uranium et d’oxyde de pluto‑ nium, ensuite placées dans des gaines et assemblages de même géométrie que ceux produits par FBFC. 1.3 Aval du « cycle du combustible » – retraitement Les usines de retraitement Orano de La Hague en fonctionnement Les usines de La Hague, destinées au trai‑ tement des assemblages de combustibles usés dans les réacteurs nucléaires, sont exploitées par Orano. La mise en service des différents ate‑ liers des usines de traitement d’éléments combustibles irradiés provenant des réac‑ teurs nucléaires à eau ordinaire (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 combus‑ tibles usés) à 2002 (atelier 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 cha‑ cune des deux usines à 1 000 tonnes par an (t/an), comptées en quantité d’uranium et de plutonium contenus dans les assem‑ blages combustibles avant irradiation (pas‑ sage en réacteur) et limitent la capacité totale des deux usines à 1 700 t/an. Les limites et conditions de rejet et de prélè‑ vement d’eau du site fixées en 2015 ont été mises à jour par deux décisions de l’ASN du 16 juin 2022 (décision n°2022-DC-0724 et décision n°2022-DC-0725). Les décisions modifient notamment la valeur maximale mensuelle de l’activité volumique des gaz rares, dont le krypton-85, ainsi que l’en‑ cadrement des limites et modalités de contrôle des rejets en mer de 11 substances chimiques, détectées par l’exploitant en faible quantité dans les rejets dans le cadre d’une démarche d’évaluation de la confor‑ mité réglementaire. Les opérations réalisées dans les usines Les usines de retraitement comprennent plusieurs unités industrielles, chacune des‑ tinée à une opération particulière. On dis‑ tingue ainsi les installations de réception et d’entreposage des assemblages de com‑ bustibles usés ; de cisaillage et de dissolu‑ tion de ceux‑ci ; de séparation chimique des produits de fission, de l’uranium et du plutonium; de purification de l’uranium et du plutonium et de traitement des effluents, ainsi que de vitrification et conditionne‑ ment des déchets. À leur arrivée dans les usines, les assem‑ blages de combustibles usés disposés dans leurs emballages de transport sont déchar‑ gés soit «sous eau» en piscine, soit à sec en cellule blindée étanche. Les assemblages sont alors entreposés pour plusieurs années dans des piscines pour leur refroidissement. Les assemblages sont ensuite cisaillés et dissous dans l’acide nitrique afin de sépa‑ rer les morceaux de gaine métallique du combustible nucléaire usé. Les morceaux de gaine, ainsi que les grilles de maintien et les embouts des assemblages de com‑ bustible insolubles dans l’acide nitrique, sont transférés vers une unité de compac‑ tage et de conditionnement. La solution d’acide nitrique comprenant les substances radioactives dissoutes est ensuite traitée afin 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 en solution. 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 plu‑ tonium est retransformé en oxyde de plu‑ tonium, conditionné en boîtes étanches et entreposé. Il est ensuite destiné à la Schéma du « cycle du combustible » Fabrication du combustible Enrichissement 1re conversion 2e conversion Entreposage Entreposage MOX usés Extraction du minerai Entreposage dans l’attente de stockage définitif Fabrication MOX Réacteur nucléaire Les tonnages représentés sur le schéma correspondent à un fonctionnement « nominal », qui n'a pas été observé ces dernières années. Uranium enrichi MOX usés 110 t Plutonium Uranium de retraitement Produits de fission Déchets technologiques Uranium appauvri Flux exprimés en tonnes/an 7 500 t 940 t 10 t 1 000 t 120 t 1 000 t 120 t 1 000 t 8 500 t 346 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2024 Les installations du « cycle du combustible nucléaire »
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