L’ASNR se prononce sur la poursuite du démantèlement de l’usine COMURHEX I

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR se prononce sur la poursuite du démantèlement de l’usine COMURHEX I, au regard des conclusions de son réexamen périodique. L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 105, exploitée par Orano chimie enrichissement sur le site de Tricastin (Drôme).

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 105, exploitée par Orano chimie enrichissement sur le site de Tricastin (Drôme).

L’usine COMURHEX I qui constitue l’INB 105 est composée de plusieurs ateliers qui étaient destinés à la conversion de l’uranium de retraitement.

En 2008, l’exploitant Areva NC a pris la décision de cesser définitivement la production de l’usine. En 2014, il a déposé auprès du ministère chargé de la sûreté nucléaire un dossier de démantèlement. Le démantèlement de l’installation a été prescrit par décret du 16 décembre 2019 ; ce décret prévoit la fin du démantèlement en 2034. L’ASN a encadré le démantèlement de l’installation par la décision n° CODEP-CLG-2020-038011 du 23 juillet 2020.

Areva NC a transmis à l’ASN, le 15 décembre 2017, le rapport de conclusions du réexamen ainsi que les éléments constituant le dossier de réexamen périodique de l’INB 105. En effet, la réglementation impose que le processus de réexamen périodique, reconduit tous les dix ans, s’applique pendant toute la vie d’une installation nucléaire, y compris durant son démantèlement, et jusqu’à son déclassement. Ce processus consiste, pour rappel, à examiner la conformité des installations aux règles qui leur sont applicables et à améliorer le niveau de sûreté au regard des meilleures techniques disponibles.

Le réexamen périodique de l’INB 105 a été réalisé par Areva NC – devenu par la suite Orano – de façon complémentaire à l’analyse de sûreté effectuée pour son dossier de démantèlement. Il a conduit à mettre en place des actions de contrôle du vieillissement, notamment pour certains fûts de déchets uranifères, et à compléter le référentiel de sûreté.

L’ASNR a remis l’ensemble des conclusions de son instruction au ministre chargé de l’industrie et de l’énergie et formulé des demandes à Orano afin d’assurer la complétude du prochain réexamen. L’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite des opérations de démantèlement de l’INB 105 pour les années à venir. Le principal enjeu de l’installation repose sur le désentreposage de l’aire 61, abritant des matières uranifères ; le retrait de ces substances diminuera en effet substantiellement l’inventaire radioactif présent sur l’installation et donc les risques associés. L’exploitant n’ayant pas été en mesure de respecter la prescription correspondante [INB 105 DEM-5] de la décision du 23 juillet 2020, l’ASNR a mis en demeure Orano d’assurer le désentreposage de l’aire 61 au plus tard le 30 septembre 2026.

La remise du prochain rapport de conclusions de réexamen de l’INB 105 devra intervenir avant le 15 décembre 2027.

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Comurhex : l’ASNR met en demeure Orano Chimie-Enrichissement

Soumis par admin le
Introduction
L’ancienne usine de conversion de l’uranium Comurhex 1, située dans le périmètre de l’installation nucléaire de base (INB) 105, sur le site nucléaire du Tricastin et exploitée par Orano, a été arrêtée définitivement en 2017. Suite à la publication du décret de démantèlement de l’installation en 2019, l’ASN a imposé à Orano plusieurs prescriptions techniques visant à encadrer la sûreté des opérations de démantèlement dans la décision CODEP-CLG-2020-038011.

L’ASNR met en demeure Orano Chimie-Enrichissement de respecter une prescription de la décision CODEP-CLG-2020-038011 du président de l’ASN du 23 juillet 2020 relative au démantèlement de l’INB 105, dénommée Comurhex.

Aire d'entreposage 61du site Orano du Tricastin - © Orano

L’ancienne usine de conversion de l’uranium Comurhex 1, située dans le périmètre de l’installation nucléaire de base (INB) 105, sur le site nucléaire du Tricastin et exploitée par Orano, a été arrêtée définitivement en 2017. Suite à la publication du décret de démantèlement de l’installation en 2019, l’ASN a imposé à Orano plusieurs prescriptions techniques visant à encadrer la sûreté des opérations de démantèlement dans la décision CODEP-CLG-2020-038011.

Parmi celles-ci, la prescription [INB 105 - DEM 5] prévoit qu’Orano assure le reconditionnement et l’évacuation des matières et déchets des aires d’entreposage 61 et 79 avant le 31 décembre 2024. En effet, leurs conditions d’entreposage ne répondent pas aux standards de sûreté les plus récents, pris en compte dans le cadre du dernier réexamen de l’installation, et il a été jugé préférable de prioriser leur évacuation plutôt que leur renforcement, ces aires étant en tout état de cause destinées à être démantelées1.

Par la suite, Orano Chimie-Enrichissement a affiné la caractérisation des matières et déchets et les modalités de traitement des imbrûlés de fluoration (IUF)2 en vue de leur entreposage définitif. Ces opérations induisent un décalage notable des échéances d’évacuation de l’aire d’entreposage 61. L’ASN a demandé en 2023 à Orano Chimie-Enrichissement de préciser le nouveau calendrier d’évacuation de ces matières et déchets. Suite à différents aléas d’exploitation, l’exploitant a finalement repris le traitement et le désentreposage des fûts d’IUF à la cadence prévue au cours de l’année 2024, ce qui est satisfaisant.

Néanmoins, l’aire 61 contient aujourd’hui encore environ deux tiers des fûts d’IUF initialement présents au commencement des opérations de démantèlement de l’installation. Ces substances présentent un risque radioactif et chimique toxique ; la vétusté de certains emballages ne permet pas de garantir la robustesse de leur confinement. L’aire 79 ne contient plus, quant à elle, de matière uranifère, mais uniquement des déchets sous forme de boues et résines, qui présentent un enjeu de sûreté plus limité.

Une inspection conduite le 17 janvier 2025 par la division de Lyon de l’ASNR a confirmé le dépassement de l’échéance imposée par la prescription [INB 105 - DEM 5], des fûts de matière étant encore stationnés sur l’aire 61.

Un rapport contradictoire relatif à ce constat a alors été établi par l’ASNR en application de l’article L. 171 6 du code de l’environnement. En réponse à ce rapport, Orano a présenté un calendrier conduisant à l’évacuation des matières et déchets présents sur l’aire 61 avant la fin du mois de septembre 2026. Ce calendrier est cohérent avec les éléments techniques présentés par l’exploitant fin 2024 et, sous réserve du maintien de la bonne cadence de traitement actuelle, paraît justifié et étayé.

Considérant que le désentreposage de ces fûts représente un enjeu de sûreté prioritaire et qu’il ne doit pas subir de nouveaux retards, l’ASNR met en demeure Orano de respecter la prescription [INB 105 – DEM 5] de la décision CODEP-CLG-2020-038011 du 23 juillet 2020 au plus tard le 30 septembre 2026 en assurant le désentreposage des matières et déchets présents sur l’aire 61.

1. De manière générale, l’ASNR considère que l’évacuation du « terme source », c’est-à-dire des substances radioactives présentes dans une installation, est l’action qu’il convient de prioriser, dès lors que c’est possible, dans tous les projets de démantèlement. Cette évacuation permet en effet de réduire substantiellement et définitivement le potentiel de risque que présente l’installation.
2. Les imbrûlés de fluoration (IUF) sont des matières résiduelles issues de la conversion de l’uranium naturel ou de retraitement lors de l’exploitation de l’usine Comhurex.
 

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Événement radiologique à l’Institut Gustave Roussy

Soumis par XavierL le
Introduction
Le 12 mars 2025, l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) a été informée par l’Institut Gustave Roussy (IGR) de Villejuif (94) d’un rejet incidentel d’effluents radioactifs par le service de médecine nucléaire de l’Institut. Le contenu d’une cuve d’effluents liquides a été déversé dans le réseau d’assainissement, sans respecter la procédure de décroissance radioactive.

Le 12 mars 2025, l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) a été informée par l’Institut Gustave Roussy (IGR) de Villejuif (94) d’un rejet incidentel d’effluents radioactifs par le service de médecine nucléaire de l’Institut. Le contenu d’une cuve d’effluents liquides a été déversé dans le réseau d’assainissement, sans respecter la procédure de décroissance radioactive.

L’ASNR a réalisé une première évaluation des conséquences sanitaires de l’incident, sur la base des informations transmises par le conseiller en radioprotection de l’Institut, et en considérant des hypothèses de circulation des effluents dans les réseaux d’assainissement. Les résultats de cette évaluation montrent que l’exposition potentielle qui en résulte, pour des travailleurs des stations d’épuration et des égoutiers, reste très largement inférieure à la limite réglementaire annuelle d’exposition du public de 1000 µSv/an (ou 1 mSv/an). Ces résultats ont été affinés secondairement grâce aux informations complémentaires transmises par l’IGR et par les gestionnaires de réseaux ; les calculs indiquent des doses reçues inférieures à 2 microsieverts (µSv), soit 0,002 millisieverts (mSv).

Le 13 mars 2025, des prélèvements d’eau usée ont également été réalisés en amont immédiat des trois stations d’épuration concernées (Arcueil, Paris 5e et Colombes, telles qu’identifiées par les gestionnaires des réseaux d’assainissement), par le Laboratoire central de la Préfecture de police de Paris (LCPP), la Brigade de sapeurs-pompiers de Paris (BSPP) et l’ASNR, mandatés par le préfet du Val-de-Marne. Les mesures radiologiques réalisées lors de ces interventions n’ont pas relevé d’élévation du niveau de radioactivité ambiante. L’analyse secondaire des échantillons réalisée par le laboratoire de l’ASNR du Vésinet (78) a permis de déceler la présence de radionucléides médicaux, qui ne peut cependant pas être formellement corrélée au rejet de l’IGR.

Le 14 mars 2025, l’ASNR a mené une inspection réactive à l’IGR. Ce dernier devra transmettre à l’ASNR sous deux mois un compte rendu incluant l’analyse approfondie des causes, ainsi que les actions correctives prévues, dont l’efficacité devra être vérifiée par l’Institut. Les actions mises en place seront vérifiées par l’ASNR dans le cadre de ses actions de contrôle.

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L’ASN valide la poursuite du fonctionnement de l’installation nucléaire Ionisos de Dagneux (INB 68)

Soumis par XavierL le
Introduction
La société Ionisos exploite l’installation nucléaire de base (INB) 68, située à Dagneux (01). Cette installation est une usine d’ionisation destinée à assurer le traitement par rayonnement gamma de matériel médical ou de produits alimentaires à des fins de stérilisation. Les principaux risques que présente l’installation, compte tenu de l’utilisation de sources scellées de cobalt-60, sont l’exposition aux rayonnements ionisants, en particulier pour les travailleurs, et la dispersion de matière radioactive.

Compte tenu de la robustesse de conception des sources scellées et de l’installation, ainsi que des dispositions prises par l’exploitant, ces risques sont maintenus à un niveau limité. L’installation est classée par l’ASN en catégorie 3, qui est la catégorie des INB présentant le moins de risques et inconvénients pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement.

En 2017, Ionisos a remis son rapport de conclusions à la suite du réexamen périodique de l’installation. Ce réexamen, qui a lieu tous les dix ans, consiste à examiner la conformité de l’installation aux règles qui lui sont applicables et à améliorer son niveau de sûreté au regard des meilleures pratiques disponibles.

A l’issue de son analyse du dossier de réexamen remis par l’exploitant et d’une inspection spécifique sur le thème du réexamen menée en mars 2022, l’ASN estime que les dispositions mises en œuvre par l’exploitant pour la maîtrise des risques que présente son installation sont globalement adaptées à ses enjeux.

Ainsi, l’ASN n’a pas d’objection à la poursuite du fonctionnement de l’INB 68 pour les prochaines années.

L’ASN ne prévoit pas d’édicter de prescription particulière à la suite de ce réexamen. L’ASN a remis l’ensemble des conclusions de son instruction à la ministre de la Transition écologique, de l'Énergie, du Climat et de la Prévention des risques.

Le rapport de conclusions du prochain réexamen de cette INB est attendu au plus tard le 2 novembre 2027.

En savoir plus :

Analyse du rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) n° 68 (PDF - 401.46 Ko )

Réexamens périodiques pour les LUDD

A l’inverse des réacteurs en exploitation exploités par EDF les installations LUDD présentent des enjeux spécifiques vis-à-vis de la protection des intérêts (notamment sûreté, protection de la nature et de l’environnement et radioprotection) propres à chaque INB. 

Inspection du 03/03/2022

Installation d'ionisation de Dagneux - Utilisation de substances radioactives - Ionisos

Instruction du réexamen périodique de sûreté

INSSN-LYO-2022-0828.pdf (PDF - 278.43 Ko )

 

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L’ASN prend position sur les orientations du 5e réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe

Soumis par XavierL le
Introduction
Le 10 décembre 2024, l’ASN a pris position sur les orientations de la phase générique du cinquième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe exploités par EDF. Ce réexamen périodique permettra de définir les conditions de la poursuite de fonctionnement des réacteurs au-delà de leurs 50 ans.

Le 10 décembre 2024, l’ASN a pris position sur les orientations de la phase générique du cinquième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe exploités par EDF. Ce réexamen périodique permettra de définir les conditions de la poursuite de fonctionnement des réacteurs au-delà de leurs 50 ans.

Compte tenu des modifications importantes mises en œuvre dans le cadre du quatrième réexamen périodique, dont la réalisation se poursuivra jusqu’en 2036 pour le dernier réacteur, EDF prévoit d’axer le cinquième réexamen :

  • sur la vérification de la conformité des installations à leurs exigences applicables, le maintien de la qualification des matériels et la maîtrise du vieillissement pour un fonctionnement jusqu’à 60 ans ;
  • sur la réévaluation de la maîtrise des risques et inconvénients, en anticipant les effets du changement climatique (agressions externes, ressource en eau, etc.).

Dans sa position, l’ASN considère que les orientations générales retenues par EDF pour ce réexamen sont pertinentes et cohérentes avec l’état actuel des connaissances. Ce cinquième réexamen périodique doit permettre de consolider les améliorations importantes en matière de sûreté apportées aux réacteurs lors de leur quatrième réexamen périodique et de renforcer la prise en compte des effets du changement climatique. Toutefois, l’ASN demande à EDF de compléter ou de préciser certains de ces objectifs généraux.

Centrale nucleaire du Bugey - Panoramique

En France, la durée de fonctionnement d’un réacteur nucléaire n’est pas définie a priori. Toutefois, en application de l’article L. 593-18 du code de l’environnement, l’exploitant d’une installation nucléaire de base doit réaliser tous les dix ans un réexamen périodique de son installation. Le réexamen périodique doit permettre de vérifier la conformité de l’installation aux règles qui lui sont applicables et d’actualiser l’appréciation des risques et inconvénients qu’elle présente pour la sécurité, la santé et la salubrité publiques ou la protection de la nature et de l’environnement, en tenant compte notamment de l’état de l’installation, de l’expérience acquise au cours de l’exploitation, de l’évolution des connaissances, dont celles sur le changement climatique et ses effets, et des règles applicables aux installations similaires. Il doit également tenir compte des meilleures pratiques internationales. Le réexamen conduit ainsi l’exploitant à améliorer la sûreté de son installation.

À l’issue de ce réexamen, l’ASN prend position sur les conditions de la poursuite du fonctionnement de l’installation.

Comme pour les réexamens périodiques précédents, afin de tirer parti du caractère standardisé de ses réacteurs, EDF prévoit d’effectuer le cinquième réexamen périodique de ses 32 réacteurs nucléaires de 900 MWe en deux temps :

  • une phase de réexamen périodique dite « générique », qui porte sur les sujets communs à l’ensemble des réacteurs de 900 MWe, tant pour la maîtrise des risques que pour la maîtrise des inconvénients [1] présentés par les installations. Cette approche générique permet de mutualiser les études de la maîtrise du vieillissement, de l’obsolescence et de la conformité de l’installation, ainsi que celles portant sur la réévaluation de sûreté et sur la conception des éventuelles modifications des installations ;
  • une phase de réexamen périodique dite « spécifique », qui porte sur chaque réacteur individuellement, et qui s’échelonnera entre 2030 et 2041. Cette phase permet d’intégrer les caractéristiques particulières de l’installation et de son environnement, telles que, par exemple, le niveau des agressions naturelles à considérer, les spécificités du territoire, les autres usages de la ressource en eau et l’état de l’installation.

La phase générique de réexamen périodique débute par la définition des objectifs assignés. EDF a transmis à cet égard un « dossier d’orientation du réexamen périodique » qui précise les objectifs qu’elle propose.

Ce dossier a fait l’objet d’un avis du groupe permanent d’experts pour les réacteurs. L’ASN a également consulté le public sur son projet de position.

En savoir plus :

 

[1] Ces inconvénients incluent, d’une part, l’incidence de l’installation sur la santé et l’environnement du fait des prélèvements d’eau et rejets, et, d’autre part, les nuisances qu’elle peut engendrer, notamment par la dispersion de micro-organismes pathogènes, les bruits et vibrations, les odeurs ou l’envol de poussières.

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