Les installations de recherche et les installations industrielles

Outre les centrales nucléaires de production d’électricité, exploitées par EDF, et les usines du "cycle du combustible", exploitées par Orano, l’ASN contrôle d’autres  installations nucléaires de base (INB), notamment des INB consacrées à la recherche et certaines INB industrielles civiles.

Réacteur ÉOLE- Réacteur en configuration AMMON. © G.Lesénéchal/CEA

Ces installations sont distinctes des INB directement liées à la production d’électricité, même si certaines d’entre elles interviennent en appui des activités industrielles liées au cycle du combustible, à la production électronucléaire, au traitement et au stockage des déchets radioactifs.

Physique, métallurgie, électronique, biologie, climatologie, simulation, chimie, environnement… les activités des INB de recherche (qui vont de la recherche fondamentale aux développements appliqués) ont démarré en France dès la fin des années 1940. La variété et l’historique des activités couvertes expliquent la grande diversité des installations concernées. La France possède un parc de réacteurs expérimentaux et de laboratoires de recherche principalement exploités par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA). Quelques autres installations de recherche dont l’ASN assure le contrôle en France sont exploitées par l’Institut Laue-Langevin (ILL), l’organisation internationale ITER, le Ganil.

Les INB industrielles civiles sont exploitées pour des applications dans le domaine de la santé (production de substances utilisés par les applications d’imagerie médicale ou de radiothérapie), de la stérilisation (les irradiateurs sont utilisés notamment pour stériliser certains aliments ou des articles à usage médical) ou de la maintenance de composants nucléaires. Elles sont exploitées par des industriels privés – par exemple, CIS bio international, Synergy Health, Ionisos ou SOMANU.

Les quantités de substances radioactives utilisées dans ces installations peuvent être très variables. Par ailleurs, les enjeux de sûreté peuvent être très différents suivant que les substances radioactives y sont utilisées scellées ou manipulées.. Une attention particulière est alors apportée afin que le risque de dissémination soit le plus faible possible et que les produits marqués soient éliminés dans des filières spécifiques.

Chacune de ces installations nucléaire constitue un cas particulier pour lequel l’ASN doit adapter son contrôle tout en faisant appliquer les pratiques et règles en matière de sûreté.

En savoir plus

  • Un exemple d’adaptation du contrôle de l’ASN à ces installations nucléaires

Les installations de recherche

La poursuite de fonctionnement des installations de recherche

Réacteur Masurca - Dessous du cœur et plaque de centrage. Manutention en cours. © P. Dumas/CEA

Une majeure partie des installations de recherche dans le domaine nucléaire, ont été mises en exploitation depuis le début des années 1960. Les équipements de ces installations vieillissent. L’ASN s’attache à ce que, malgré le vieillissement de ces installations, leur exploitation s’opère avec un niveau de sûreté élevé et sans cesse en amélioration. Ces installations ont également subi des modifications au fil du temps, parfois sans réexamen d’ensemble du point de vue de la sûreté.

Depuis 2006, le code de l’environnement impose d’examiner la sûreté de chacune des installations tous les dix ans. Ces réexamens s’assurent que les installations sont conformes aux objectifs de sûreté qui leur étaient initialement fixés et permettent de déterminer les éventuelles améliorations de la sûreté pour tenir compte de l’évolution des connaissances et des technologies disponibles. Les réexamens périodiques des installations du CEA ont été programmés. Ainsi, 14 installations en fonctionnement du CEA devront déposer un dossier de réexamen en 2016 et 2017, ce qui représente une charge de travail très importante.

D’une façon générale, les réexamens périodiques peuvent conduire l’exploitant ou l’ASN à définir des travaux importants de remise à niveau dans des domaines où la réglementation et les exigences de sûreté ont évolué, notamment la tenue au séisme, la protection contre l’incendie et le confinement.

 

Question

Le code de l’environnement impose aux exploitants de réaliser, tous les dix ans, un réexamen périodique de leur installation. Toutes les installations nucléaires de base françaises, y compris les installations en démantèlement, doivent répondre à cette obligation réglementaire. Ce réexamen consiste à examiner en profondeur la conformité aux référentiels applicables, de réaliser un examen approfondi des effets du vieillissement, de remédier aux écarts détectés, et d’améliorer le niveau de sûreté au regard des meilleures pratiques disponibles.

L’ASN contrôle l’ensemble des travaux et des requalifications qui s’ensuivent, selon des principes et un échéancier qu’elle approuve. À la suite des réexamens périodiques, l’ASN peut définir des prescriptions pour encadrer la poursuite du fonctionnement. Enfin, pour certaines installations, une date d’arrêt définitif peut être acté par l’exploitant ou imposé par l’ASN. Il peut s’agir de conséquence soit de difficultés techniques trop importantes pour réaliser les améliorations de sûreté, soit du coût de ces améliorations, jugé trop important par l’exploitant. L’ASN est attentive au respect des échéances de mise en œuvre de ces améliorations et aux conditions de fonctionnement de l’installation pendant cette période.

Les installations de recherche et les installations industrielles présentent des particularités.  L’absence de caractère générique notamment, qui différencie ce type d’installations des réacteurs de puissance, rend plus complexes la planification des opérations réglementaires de réexamens périodiques. A contrario des REP, les installations LUDD présentent des enjeux vis-à-vis de la protection des intérêts (sûreté, protection de la nature et de l’environnement, radioprotection) propres à chaque INB.

Les maquettes critiques

Question

On parle de "maquette-critique" pour désigner une installation comportant un milieu dit "critique", c’est-à-dire favorisant la réaction nucléaire en chaîne (ou fission nucléaire), et permettant de disposer d’un flux neutronique significatif tout en limitant l’irradiation du combustible. La radioactivité des matières est donc limitée dans un réacteur de type « maquette critique », avant tout utilisé pour y réaliser des expérimentations utiles à l’industrie électronucléaire.

Le réacteur Masurca (Cadarache)

Le réacteur Masurca (INB 39), dont la création a été autorisée en 1966, était destiné aux études neutroniques, principalement sur les cœurs de la filière des réacteurs à neutrons rapides, et au développement de techniques de mesures neutroniques. Le réacteur est exploité par le CEA sur le site de Cadarache (Bouches-du-Rhône). Cette installation est arrêtée depuis 2007 pour la réalisation de travaux de mise en conformité. Le cœur du réacteur a été complètement déchargé et le combustible est depuis entreposé dans le bâtiment de stockage et de manutention des matières fissiles (BSM).

Le CEA a transmis à l’ASN le rapport de réexamen de l’installation en avril 2015, dont l’instruction a abouti en mars 2018 avec la décision n° CODEP‑CLG-2018‑019352 du président de l’ASN du 12 mars 2018 qui encadre la poursuite de fonctionnement de l’installation. Il a par ailleurs déclaré la mise à l’arrêt définitif de l’installation au 31 décembre 2018.

Réacteur Masurca - Dessous du cœur et plaque de centrage. Manutention en cours. © P. Dumas/CEA

Les réacteurs ÉOLE et Minerve (Cadarache)

Réacteur Minerve - Chargement d'un échantillon dans la cavité centrale pour mesure d'effet en réactivité par la méthode d'oscillation. © G.Lesénéchal/CEA

Les maquettes critiques ÉOLE et Minerve sont des réacteurs de très faible puissance (moins d’1 kW) qui permettent des études neutroniques, en particulier la qualification de schémas de calculs, l’évaluation d’atténuation gamma ou neutrons dans les matériaux et l’acquisition de données nucléaires de base.

Le réacteur ÉOLE (INB 42), dont la création a été autorisée le 23 juin 1965, est un réacteur destiné aux études neutroniques de cœurs de réacteurs à eau légère. Il permet de reproduire un flux neutronique représentatif de celui des cœurs des réacteurs de puissance à échelle très réduite.

Le réacteur Minerve (INB 95), dont le transfert du centre d’études de Fontenay-aux-Roses vers le centre d’études de Cadarache a été autorisé le 21 septembre 1977, est situé dans le même hall que le réacteur Éole. Il est principalement consacré à la mesure des sections efficaces.

ÉOLE et Minerve ont poursuivi en 2015 leurs activités d'enseignement et de recherche, en particulier avec le programme « FLUOLE2 » pour lequel ÉOLE a été autorisé à fonctionner à 1 kW.

Le bâtiment de ces réacteurs n’est pas conforme aux exigences en termes de séisme. L’ASN a prescrit au CEA de les renforcer et de procéder à l’évacuation des combustibles sans emploi dans l’attente de ces renforcements. Compte-tenu du coût et de la complexité de tels travaux de renforcement, le CEA a choisi de définitivement arrêter les réacteurs ÉOLE et Minerve fin 2017.

Le CEA a déposé en juillet 2018 le dossier de démantèlement de ces installations, dont l’instruction par l’ASN est en cours. En l’attente du démantèlement, des opérations de préparation au démantèlement, notamment d’évacuation de sub­stances radioactives et dangereuses, ont eu lieu en 2018.

Réacteur ÉOLE- Réacteur en configuration AMMON. © G.Lesénéchal/CEA

Les réacteurs

Les réacteurs d’irradiation

Question

Un réacteur d’irradiation est utilisé principalement pour des irradiations de matériaux ou pour produire des radionucléides à des fins médicales ou industrielles. On appelle « irradiation » l’action d’exposer un organisme, un matériau ou un objet à des rayonnements ionisants. L’irradiation est en générale intentionnelle, dans le cas de la radiographie médicale par exemple, ou de la stérilisation (de certains aliments ou matériels médicaux).

Réacteur Osiris - Réacteur de type piscine à eau légère et à cœur ouvert © L. Zylberman IRSN

Le réacteur Osiris et sa maquette ISIS (Saclay)

Le réacteur Osiris, de type piscine et d’une puissance autorisée de 70 mégawatts thermique (MWth), était principalement destiné à la réalisation d’irradiations technologiques de matériaux de structure et de combustibles pour différentes filières de réacteurs de puissance. Une autre de ses fonctions consistait à produire des radioéléments à usage médical.

Sa maquette critique, le réacteur ISIS, d’une puissance de 700 kWth, sert aujourd’hui essentiellement à des activités de formation. Ces deux réacteurs ont été autorisés par le décret du 8 juin 1965 et composent l’INB 40.

Compte tenu de la conception ancienne de cette installation au regard des meilleures techniques disponibles pour la protection contre les agressions externes et le confinement des matières en cas d’accident, le réacteur Osiris a été arrêté fin 2015. Le CEA a prévu la poursuite du fonctionnement du réacteur ISIS jusqu’en mars 2019. En octobre 2018, le CEA a déposé son dossier de démantèlement pour l’ensemble de l’installation : le réacteur Osiris et le réacteur ISIS.

Depuis l’arrêt du réacteur Osiris, les opérations d’évacuation des substances radioactives et des matières dangereuses et les opérations de préparation du démantèlement sont en cours, avec une organisation adaptée à ce nouvel état du réacteur. Les évacuations des combustibles usés se sont poursuivies en 2018 et deux opérations principales de préparation au démantèlement ont été autorisées par décisions de l’ASN. Des améliorations de la protection de l’installation contre l’incendie sont par ailleurs en cours de mise en œuvre.

Le réacteur Jules Horowitz (« RJH ») (Cadarache)

Le CEA, soutenu par plusieurs partenaires étrangers, construit un nouveau réacteur de recherche pour pallier le vieillissement des réacteurs européens d’irradiation actuellement en service et à leur mise à l’arrêt à court ou moyen terme. Le RJH (INB 172) permettra de réaliser des activités similaires à celles du réacteur Osiris. Il présente des évolutions significatives sur le plan des expérimentations comme sur celui de la sûreté.

Réacteur Jules Horowitz (RJH)
Réacteur Jules Horowitz (RJH)

Les travaux de constructions de l’installation, débutés en 2009, se sont poursuivis en 2015. D’après le CEA, la mise en service du RJH est prévue avec un retard significatif, supérieur à quatre ans sur le calendrier initial.

Les travaux de construction de l’installation RJH ont continué en 2018, notamment par la poursuite de la réalisation du cuvelage des piscines des bâtiments « réacteur » et « annexe nucléaire » et par la mise en place des portes des cellules chaudes. Par ailleurs, la fabrication de gros équipements, hors site, est toujours en cours.

Réacteur Jules Horowitz : risques et systèmes de prévention

Comme tout réacteur, le RJH présente 4 risques principaux :

1. Fusion du cœur : créée par un échauffement du combustible irradié
  • Pour s’en prémunir, le cœur est réfrigéré par un circuit fermé d’eau circulante (dit circuit primaire), lui-même refroidi par un second circuit (dit circuit secondaire). Enfin, l’eau issue du canal de Provence, dirigée ensuite vers le canal EDF, permet de refroidir ce dernier (circuit tertiaire). Dans le même temps, le réacteur (le cœur ainsi qu’une partie du circuit primaire) est immergé dans une piscine d’eau, dite « piscine réacteur ».
2. Criticité : emballement de la réaction de fission des atomes d’uranium contenus dans le cœur du réacteur (combustible)
  • Pour s’en prémunir, il est nécessaire de maintenir les éléments combustibles dans une géométrie spécifique. Pour cela, et au-delà des nombreux équipements de maintien existant au niveau du réacteur, celui-ci est protégé par un bâtiment dit « bâtiment réacteur » (béton précontraint).
3. Dispersion de la radioactivité : en cas d’accident, la radioactivité peut se disperser sous forme liquide, gazeuse ou sous forme de poussières.
  • Pour s’en prémunir, il existe 3 barrières :
    • 1ère barrière : la gaine du combustible : qui va éviter que le combustible entre en contact avec l’eau du circuit primaire.
    • 2nde barrière : le circuit primaire : en cas de rupture de la 1e barrière, le circuit primaire va contenir la radioactivité dispersée dans l’eau.
    • 3e  barrière : l’enceinte de confinement : en cas de rupture de la 2nde barrière, le bâtiment réacteur, en béton précontraint, assure une fonction de confinement des substances radioactives.
 4. Irradiation : émission des particules nocives pour l’organisme
  • Pour s’en prémunir, des écrans peuvent être mis en place ou des matières telles que l’eau, le béton, etc. peuvent être utilisées. Ainsi, l’eau de la piscine dans laquelle est plongé le réacteur fait par exemple également office d’écran de protection.       Des dispositions sont également présentes pour faire face à des agressions pouvant provenir de l’installation elle-même ou de son environnement : conditions climatiques extrêmes, inondation, séisme, chute d’avion, incendie ou explosion internes, émission de projectile ou chute de charge dans l’installation. Des plots parasismiques sont notamment présents sous l’installation.

Par ailleurs, les évaluations menées à la suite de l’accident de Fukushima ont mené le CEA à identifier un « noyau dur » d’équipements dont le fonctionnement doit être garanti en cas de situations extrêmes.

Ces équipements doivent permettre :

  • de réfrigérer le cœur afin de prévenir un accident : équipements permettant le maintien de la convection du circuit primaire et circuit d’appoint d’eau en piscine depuis l’extérieur de l’installation.
  • en cas d’accident, de limiter les rejets dans l’environnement : équipements permettant d’isoler et dégonfler l’enceinte, capteurs d’activité radiologique et de pression.
  • en cas d’accident, de surveiller l’installation et gérer la crise : indicateurs, au poste de repli, de la température et du niveau de l’eau de la piscine réacteur, ainsi que du maintien de la convection du circuit primaire et mise en place de moyens mobiles (éclairages portatifs, balises de radioprotection, appareils de communication, etc.).

En vue d’obtenir l’autorisation de mise en service du RJH, le CEA devra démontrer que les dispositions qu’il a prise permettent de garantir la sûreté opérationnelle du réacteur et répondent aux demandes et prescriptions de l’ASN prises lors de la création de l’installation. 

  

Les réacteurs de type "piscine" sources de neutrons

Question

Un réacteur de type "piscine" est un réacteur expérimental dont le cœur est immergé dans une piscine d’eau légère ou d’eau lourde, qui assure l’évacuation de l’énergie produite et la protection biologique tout en permettant une vision directe sur le fonctionnement du réacteur et la réaction qui a lieu.

Réacteur Orphée - Intervention au-dessus de la piscine du réacteur Orphée. © P.Stroppa/CEA

Le réacteur Orphée (Saclay)

Le réacteur Orphée (INB 101) est un réacteur de recherche de type piscine d’une puissance autorisée de 14 MWth, utilisant l’eau lourde comme modérateur. Sa première divergence date de 1980. Il est équipé de neuf canaux horizontaux, tangentiels au cœur, permettant l’usage de dix-neuf faisceaux de neutrons. Ces faisceaux sont utilisés pour réaliser desexpériences dans des domaines tels que la physique, la biologie ou la physico-chimie. Le réacteur dispose également de dix canaux verticaux permettant l’introduction d’échantillons à irradier pour la fabrication de radio-isotopes, la production de matériaux spéciaux ou l’analyse par activation.

RHF à Grenoble - Cuve vidée de son eau

Le réacteur à haut flux (RHF) (Grenoble)

Le réacteur à haut flux neutronique (INB 67) est exploité par l’Institut Laue-Langevin, organisme de recherche internationale. Le réacteur à eau lourde fournit des faisceaux de neutrons thermiques très intenses utilisés pour des expériences dans les domaines de la physique du solide, de la physique neutronique et de la biologie moléculaire. Ce réacteur a une puissance maximale de 58,3 MWth et fonctionne en continu pendant des cycles de 50 jours. Le cœur du réacteur est refroidi par de l’eau lourde contenue dans un bidon réflecteur, lui-même immergé dans une piscine d’eau légère.

Situé à Grenoble, le RHF a entrepris des travaux de renforcement majeurs dans le cadre du retour d’expérience de l’accident de Fukushima. En 2016, il sera lapremière installation à avoir entièrement déployé son noyau dur.

Réacteur Cabri - Piscine du réacteur. Vue de la boîte-à-eau supérieure du cœur et de la cellule d'essai. © G.Lesénéchal/CEA

Les réacteurs d’essai

Le réacteur Cabri (Cadarache)

Le réacteur Cabri (INB 24), créé le 27 mai 1964, est destiné à la réalisation de programmes expérimentaux visant à une meilleure compréhension du comportement du combustible nucléaire en cas d’accident de réactivité. Le réacteur est exploité par le CEA. Des modifications substantielles de l’installation ont été autorisées le 20 mars 2006 pour mettre en œuvre de nouveaux programmes de recherche. La boucle au sodium du réacteur a été remplacée par une boucle à eau, afin d’étudier le comportement de combustibles à taux de combustion élevés en situations accidentelles, représentatives de celles qui pourraient être rencontrées dans un réacteur à eau sous pression. L’année 2015 a été marquée par la première divergence du réacteur de l’installation Cabri modifiée, autorisé pour des essais de démarrage par l'ASN le 13 octobre 2015.

L’année 2018 a été marquée quant à elle par le premier essai actif du programme expérimental CIP (Cabri International Program) dans la boucle à eau sous pression de l’installation rénovée, qui a été autorisé par l’ASN le 30 janvier 2018.

Réacteur Phébus PF - Bâtiment Extension PF, niveau - 5 mètres. © P.Dumas/CEA
Le réacteur Phébus (Cadarache)

Le réacteur Phébus (INB 92), dont la création a été autorisée le 5 juillet 1977, permettait d’effectuer des essais relatifs aux accidents graves pouvant affecter les réacteurs à eau sous pression. Il est à l’arrêt définitif depuis 2010 à la suite de la fin du programme d'expérimentation « produits de fission » débuté en 1988. Son exploitant, le CEA, a été autorisé en 2015 à commencer les premières opérations de préparation au démantèlement du réacteur.

L’exploitant a transmis à l’ASN en février 2018 son dossier de démantèlement, qui est en cours d’instruction, conjointement avec son rapport de réexamen, déposé en 2017. Le calendrier initial d’évacuation des éléments combustibles irradiés, autorisé en 2017, n’a pas pu être respecté en 2018 à cause de l’indisponibilité de l’installation réceptrice (située sur le site CEA de Marcoule). L’ASN rappelle que le respect de ce jalon conditionne le démantèlement.

Les réacteurs à fusion nucléaire

ITER (INB 174) est une installation expérimentale dont l’objectif est la démonstration scientifique et technique de la maîtrise de l’énergie de fusion thermonucléaire obtenue par confinement magnétique d’un plasma deutérium-tritium, lors d’expériences de longue durée avec une puissance significative (500 MWe pendant 400 s). Ce projet internatio

Le projet ITER

ITER (INB 174) est une installation expérimentale dont l’objectif est la démonstration scientifique et technique de la maîtrise de l’énergie de fusion thermonucléaire obtenue par confinement magnétique d’un plasma deutérium-tritium, lors d’expériences de longue durée avec une puissance significative (500 MWe pendant 400 s). Ce projet international bénéficie du soutien financier de la Chine, de la Corée du Sud, de l’Inde, du Japon, de la Russie, de l’Union européenne et des États-Unis.

Le projet ITER

Le principe consiste à introduire du combustible gazeux [1] dans une chambre à vide [2] puis de le chauffer à une température de l’ordre de 100 millions de degrés pour obtenir un plasma de deutérium-tritium qui produit, par fusion, des neutrons et des particules α. Le chauffage se fait notamment grâce au courant électrique induit par les bobines d’un solénoïde central [4] et grâce à des systèmes de chauffage additionnels [3].

Le plasma est contrôlé et confiné à l’intérieur de la chambre à vide grâce à des champs magnétiques générés par des bobines supraconductrices [5 et 6] ainsi que par le solénoïde central [4]. Le système de diagnostic du plasma [7] permet de mesurer le comportement et les performances de celui-ci grâce à des dispositifs implantés sur les parois internes de la chambre à vide et dans des cellules de traversées [8].

La chambre à vide est protégée de la chaleur et des neutrons par des modules de couverture [9]. Le "divertor" [10], disposé à la base de la chambre à vide, permet d’extraire les impuretés et les résidus générés par la fusion ainsi qu’une partie de la puissance produite. Pour la maintenance, les composants internes de la chambre à vide, très irradiants, sont extraits et transférés vers un autre bâtiment au moyen d'équipements et de hottes robotisés [11].

Le tokamak est enfermé dans un cryostat [12] comportant des écrans thermiques [13] permettant de séparer les bobines, qui sont à très basses température, des composants à haute température. La chaleur est transférée à l’extérieur au moyen d’un circuit de refroidissement à eau [14].

Les parois de la chambre à vide et des bâtiments ainsi que la ventilation permettent de confier le tritium, un isotope de l’hydrogène faiblement radioactif mais présent en quantité importante dans l’installation ITER, afin d’éviter sa diffusion dans l’environnement. Un système de détritiation, installé dans un bâtiment « tritium », voisin du tokamak, extrait le tritium des gaz et des liquides afin de le réintégrer dans le cycle du combustible.

Le complexe de bâtiments abritant notamment le tokamak et le bâtiment tritium est fondé sur un radier principal [15] qui repose sur des appuis parasismiques [16], eux-mêmes implantés sur un radier inférieur d’isolation sismique.

Les principaux enjeux de sûreté de l’installation sont donc le confinement des substances radioactives, notamment du tritium, en situation normales et accidentelles, et la radioprotection notamment lors des opérations de maintenance sur des composants très irradiants.

En vue d’obtenir l’autorisation de mise en service, ITER devra démontrer que les dispositions qu’il a prise permettent de garantir la sûreté opérationnelle de l’installation et répondent aux demandes et prescriptions de l’ASN prises lors de la création de l’installation.

Les accélérateurs

Question

Un accélérateur de particules est un dispositif utilisant les forces électriques ou magnétiques résultant de champs statiques ou variables pour communiquer de l’énergie à des particules chargées tout en les guidant à l’intérieur d’une enceinte fermée où règne un vide poussé. Les accélérateurs civils de forte puissance ont des applications en physique nucléaire (production de neutrons), pour la recherche fondamentale sur les particules élémentaires des hautes énergies, dans le domaine médical (traitement des cancers par radiothérapie par exemple).

Le Ganil (Grand accélérateur national d’ions lourds) (Caen)

Ganil, Caen - Equipements à l'intérieur de l'accélérateur GANIL

Le site du Ganil est un centre de recherche situé sur les communes d'Epron, Hérouville-Saint-Clair et Caen. Le groupement d’intérêt économique Ganil été autorisé en 1980 à créer un accélérateur sur ce site (INB 113). Ce laboratoire de recherche fondamentale et appliquée en physique atomique, physique nucléaire et physique de la matière condensée a pour but de produire et d'accélérer des ions lourds (éléments chimiques dont le poids est situé entre celui d'un atome de carbone et celui d'un atome d'uranium). Les faisceaux intenses et de forte énergie produisent des champs importants de rayonnements ionisants, activant les matériaux en contact qui émettent alors un rayonnement même après l’arrêt des faisceaux. Une modification substantielle de cette installation a été autorisée en 2012 pour permettre de nouvelles expériences sur des ions plus lourds et devrait être mise en service en 2016.

 

 

   

Les laboratoires

Les laboratoires d’expertise de matériaux ou de combustibles irradiés

LECA STAR, CEA Cadarache

LECA STAR, CEA Cadarache © G.Lesénéchal/CEA

LECA, laboratoire d’examen des combustibles actifs (Cadarache) : mis en service en 1964, laboratoire d’examens, destructifs et non destructifs, de combustibles irradiés issus des différentes filières de réacteurs électronucléaires ou expérimentaux, et de structures ou appareillages irradiés de ces filières. C’est une installation ancienne qui n’est pas conforme aux exigences de sûreté actuelles concernant le séisme. Le CEA a déposé un dossier de réexamen périodique en 2014 pour prendre en compte cette problématique. L’instruction des renforcements au séisme envisagé par le CEA est menée pour déterminer si l’exploitation de cette installation peut-être poursuivi de manière pérenne.

STAR, laboratoire de haute activité constitué par des cellules blindées, mise en service en 1999. Elle est conçue pour la stabilisation et le reconditionnement des combustibles irradiés sans emploi, en vue de leur entreposage dans l’installation Cascad. Des examens destructifs et non destructifs sur les combustibles irradiés y sont également réalisés.  À l'issue du réexamen de 2009, le CEA met en œuvre un projet d’améliorations de la sûreté de l’installation vis-à-vis du risque de chutes de charges lourdes (colis…).

Le CEA a transmis à l’ASN les rapports de réexamen de l’installation LECA en juin 2014 et STAR en février 2018. Ces dossiers sont en cours d’instruction par l’ASN.

LEFCA, CEA Cadarache © G.Lesénéchal/CEA

LEFCA, CEA Cadarache

LEFCA, laboratoire d’étude et de fabrication de combustibles avancés (Cadarache) : mis en service en 1983, laboratoire en charge de la réalisation d’études sur le plutonium, l’uranium, les actinides et leurs composés sous diverses formes (alliages, céramiques, composites, métal…) en vue de leurs applications aux réacteurs nucléaires. Le LEFCA effectue des études visant à la compréhension du comportement de ces matériaux en réacteur et dans les différentes étapes du cycle du combustible. Il réalise également des dispositifs pour les irradiations expérimentales destinées à tester le comportement de ces matériaux ainsi que des traitements de stabilisation et du reconditionnement de matières uranifères et plutonifères. En 2018, le Lefca a finalisé le transfert, vers les laboratoires Atalante (INB 148) de Marcoule, d’une partie de ses activités de recherche et développement.

LECI CEA Saclay © F.Rhodes/CEA

LECI, laboratoire d’essais sur combustible irradiés (Saclay)

Les principaux programmes de recherche menés au LECI, mis en service en 1968,  concernent le comportement sous irradiation des matériaux de structures, la corrosion, les céramiques, et les sujets liés aux irradiations de crayons  combustibles dans Osiris. Le LECI a aussi une mission de soutien au projet de dénucléarisation du centre de Saclay, notamment en ce qui concerne l’évacuation de combustibles provenant d’autres installations arrêtés ou qui seront arrêtés d’ici à 2019.

Pour en savoir plus :

Consulter la page sur l'installation LECI à Saclay

Les laboratoires de recherche et développement

Atalante CEA Marcoule © P.Stroppa/CEA

Atalante, CEA Marcoule

Recyclage des combustibles nucléaires et la gestion des déchets ultimes. L’ATelier Alpha et Laboratoire pour les ANalyses de Transuraniens et Etudes de retraitement (« Atalante », INB 148), créée dans les années 1980, a pour mission principale de mener des activités de R&D en matière de recyclage des combustibles nucléaires, de gestion des déchets ultimes, et d’exploration de nouveaux concepts pour les systèmes nucléaires de quatrième génération.

Les magasins de matières fissiles

Magenta (Cadarache)

Le MAGasin d’Entreposage Alvéolaire (Magenta), mis en service en janvier 2011, a été conçue pour assurer, pendant les 50 prochaines années, l'entreposage des matières fissiles solides non irradiées ou faiblement irradiées nécessaires aux programmes de recherche du CEA, en prenant le relais du MCMF.

MCMF (Cadarache)

Construit dans les années 1960, le Magasin central des matières fissiles (MCMF) est un magasin d’entreposage d’uranium enrichi et de plutonium. Ses missions principales sont la réception, l’entreposage et l’expédition de matières fissiles non irradiées en attente de traitement, destinées à être utilisées dans le cycle du combustible ou temporairement sans emploi. Cette installation non conforme aux exigences en termes de séisme doit être entièrement évacuée d’ici à 2017.

Les installations nucléaires de bases industrielles (autres que celles du "cycle du combustible")

L’industrie utilise de longue date des sources de rayonnements ionisants dans une grande variété d’applications et de lieux d’utilisation. Ces rayonnements sont produits soit par des radioéléments – essentiellement artificiels – en sources scellées ou non, soit par des générateurs électriques.
On peut citer par exemple :

  • l’irradiation industrielle en vue de la stérilisation de dispositifs médicaux ou de la conservation des aliments ;

Les quantités de substances radioactives mises en œuvre conduisent à classer certaines de ces installations en installation nucléaire de bases (INB) du fait des enjeux qu’elles présentent. Elles doivent alors appliquer la réglementation des INB avec une approche proportionnée.

Les enjeux de sûreté

L’enjeu principal dans l’utilisation des sources est de contrôler que la sécurité des travailleurs, du public et de l’environnement est correctement assurée. Cette action est délicate dans la mesure où, non seulement leur diversité est grande, mais ces sources comme leurs utilisateurs sont très nombreux (environ 30 200 sources scellées pour 6 000 utilisateurs).

Il importe ainsi de pouvoir suivre les conditions de détention, d'utilisation et d'élimination des sources dès le stade de leur fabrication jusqu'à leur fin de vie.

Le rôle de l’ASN

La délivrance et le renouvellement d'autorisation de détention et d'utilisation de sources de rayonnements ionisants constituent une part importante de l'action de l'ASN.

Dans le cadre de l'instruction de ces dossiers, l'ASN peut recourir à l'expertise de l'IRSN et, si nécessaire, à l'expertise d'organismes dont elle reconnaît la compétence dans les domaines de la sûreté des sources de radionucléides et des générateurs électriques de rayonnements ionisants.

L'ASN effectue également des contrôles qui dépendent à la fois de la nature de ces sources mais aussi des étapes de leur réalisation et de leur utilisation. Pour les sources non scellées, qui peuvent être assimilées à du « consommable », l'utilisateur procède à des contrôles de non contamination et des contrôle d'ambiance. L'ASN peut également procéder à ce type de contrôles.

Dans le domaine industriel, l’ASN porte une attention particulière à l’utilisation d’appareils de gammagraphie et d’accélérateurs.

Les installations industrielles d’ionisation (ou irradiateurs)

De nombreuses sociétés exploitent des installations industrielles civiles. Ces spécificités font que les contrôles dans ces installations ne présentent pas de caractère générique. Aussi, chaque dossier de réexamen périodique, par exemple, demande une instruction spécifique de l’ASN.

Question

Le code de l’environnement impose aux exploitants de réaliser, tous les dix ans, un réexamen périodique de leur installation. Toutes les installations nucléaires de base françaises, y compris les installations en démantèlement, doivent répondre à cette obligation réglementaire. Ce réexamen consiste à examiner en profondeur la conformité aux référentiels applicables, de réaliser un examen approfondi des effets du vieillissement, de remédier aux écarts détectés, et d’améliorer le niveau de sûreté au regard des meilleures pratiques disponibles.

Poseidon (Saclay).

L’installation Poseidon (INB 77), créée par décret du 7 août 1972, est un irradiateur composé d’une piscine d’entreposage de sources de cobalt-60, surmontée partiellement d’une casemate d’irradiation. L’installation dispose d’une enceinte immergeable et d’une cellule d’essais. Des activités de R&D relatives au comportement de matériaux sous rayonnement sont menées dans Poseidon. Le principal risque de l’installation est l’exposition aux rayonnements ionisants du fait de la présence de sources scellées de très haute activité.

Question

C'est une source radioactive dont la structure ou le conditionnement empêche, en utilisation normale, toute dispersion de radioactivité dans le milieu ambiant.

Sablé-sur-Sarthe, Pouzauges (Vendée) et Dagneux : trois irradiateurs exploités par Ionisos.

Le groupe Ionisos exploite trois installations industrielles d’ionisation situées à Dagneux (INB 68), Pouzauges (INB 146) et Sablé-sur-Sarthe (INB 154). Les prestations délivrées par Ionisos concernent la stérilisation des matériels médicochirurgical à usage unique et des articles de laboratoires, la pharmacie, la cosmétique, l’ionisation agro-alimentaire.

Question

Les irradiateurs sont destinés à la stérilisation, par irradiation de rayons gamma émis par des sources scellées de cobalt-60, de dispositifs médicaux, de produits agroalimentaires ou encore de matières premières pharmaceutiques. Les cellules d’irradiation de ces installations sont en béton armé, dimensionnées pour la protection de l’environnement. Les sources scellées sont, soit en position basse, stockées en piscine sous une épaisseur d’eau qui garantit la protection des travailleurs en cellule, soit en position haute pour irradier le matériel à stériliser. L’irradiation du personnel constitue le risque principal dans ces installations.

Gammaster (Marseille) et Gammatec (Marcoule) : deux irradiateurs exploités par Synergie Health.

Créée en 2008, l’installation Gammatec a été mise en service en 2014. Un autre irradiateur industriel de cette société, appelé  Gammaster, est quant à lui implanté à Marseille. Il sert à la stérilisation et la conservation des denrées alimentaires et des instruments chirurgicaux.

La production de radio pharmaceutiques

Upra, installation de production de radio pharmaceutiques (Saclay) exploitée par CIS bio international – Saclay

CIS bio international est un acteur du marché français des produits radiopharmaceutiques utilisés en diagnostic et en thérapie. Ces produits sont, en majorité, fabriqués dans l’INB 29 (UPRA) située à Saclay. Cette installation assure également une activité de reprise des sources scellées usagées qui étaient utilisées à des fins de radiothérapie et d’irradiation industrielle. Par décret du 15 décembre 2008, CIS bio international a été autorisée à exploiter l’INB 29, succédant au CEA exploitant de cette installation ancienne depuis les

Cette installation est en surveillance renforcée par l’ASN notamment du fait de manquements en matière de gestion simultanée de projets d’envergure, de rigueur d’exploitation, de respects des échéances et de contrôle de conformité des opérations aux exigences définies par l’exploitant et par la réglementation qui doivent être renforcés. L’ASN constate des dérives notables dans les échéances de transmission des rapports d’événements significatifs et dans la mise en œuvre des actions identifiées par les inspections.

Les ateliers de maintenance

Atelier de la Société de maintenance nucléaire (SOMANU, filiale d’Orano) à Maubeuge (Nord)

Autorisé le 18 octobre 1985 (INB 143), cet atelier est spécialisé dans l’entretien et l’expertise de matériels provenant des circuits primaires des réacteurs d’EDF.

Installation d’assainissement et de récupération de l’uranium (IARU) (SOCATRI, filiale d’Orano) située à Bollène (Vaucluse)

La SOCATRI a été créé en 1974 pour recevoir des matériels contaminés en conteneurs ainsi que des couvercles de cuves pour le compte de la Base chaude opérationnelle du Tricastin (BCOT) d’EDF. La SOCATRIréalise des opérations de tri, reconditionnement et broyage de déchets de petits producteurs pour le compte de l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra).

La Base chaude opérationnelle du Tricastin (BCOT)

La création de la BCOT (INB 157) a été autorisée le 29 novembre 1993. Également située à Bollène, cette installation est destinée à des activités de maintenance et d’entreposage de matériels et d’outillages provenant de réacteurs nucléaires à eau sous pression, à l’exclusion d’éléments combustibles. Cette installation est exploitée par EDF.