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

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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8e réunion d’examen de la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs

Introduction
Du 17 au 28 mars 2025, l’ASNR a participé à la réunion d’examen de la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs qu’elle a par ailleurs présidée par l’intermédiaire de son commissaire Jean-Luc Lachaume. Cette réunion à laquelle soixante-sept pays étaient représentés s’inscrit dans un processus triennal d’examen par les pairs au cours duquel chaque partie contractante doit rendre compte de son programme national. Il s’agit du seul instrument légal, à l’échelle mondiale, dans ce domaine.

Du 17 au 28 mars 2025, l’ASNR a participé à la réunion d’examen de la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs qu’elle a par ailleurs présidée par l’intermédiaire de son commissaire Jean-Luc Lachaume. Cette réunion à laquelle soixante-sept pays étaient représentés s’inscrit dans un processus triennal d’examen par les pairs au cours duquel chaque partie contractante doit rendre compte de son programme national. Il s’agit du seul instrument légal, à l’échelle mondiale, dans ce domaine.

Convention commune AIEA, mars 2025, présidée par Jean-Luc Lachaume

Session d’ouverture de la réunion d’examen sous la présidence de Jean-Luc Lachaume, commissaire de l’ASNR, AIEA, mars 2025. Crédit : Dean Calma

Pour l’ASNR, cette réunion d’examen constitue l’aboutissement d’un important travail en lien avec le ministère chargé de l’environnement, l’Andra et les exploitants d’installations nucléaire qui a consisté en la production d’un rapport national et en la participation à un exercice de questions-commentaires et réponses écrites avec les autres parties contractantes à la convention.

Cette réunion était, en outre, particulière pour la France et l’ASNR. En effet, son président canadien étant dans l’impossibilité d’y participer, il a demandé, quelques jours avant la session d’ouverture, au commissaire Jean-Luc Lachaume d’en assurer la présidence en sa qualité de vice-président élu.

Présentation du rapport de la France par O. Gupta, Convention commune AIEA, mars 2025

Présentation du rapport de la France par Olivier Gupta, AIEA, mars 2025. Crédit : ASNR

Durant la première semaine, la réunion d’examen a été essentiellement consacrée aux présentations des rapports nationaux, par groupes de pays, lors de huit sessions parallèles. Une équipe de référents mise en place par l’ASNR a suivi les débats et est intervenue dans chacun de ces groupes auxquels, par ailleurs, participaient deux collaborateurs de l’ASNR en tant que rapporteur et coordonnateur officiels d’un groupe de pays.

Le rapport de la France a été présenté le mercredi 19 mars par le directeur général de l’ASNR, Olivier Gupta, avec la participation de représentants de l’Andra.

Cette présentation a mis en avant les progrès accomplis en France dans le domaine de la gestion des déchets radioactifs ces trois dernières années ainsi que les enjeux à venir.

Une bonne pratique et six domaines de bonne performance

Les pays du groupe ont identifié pour la France les « domaines de bonne performance » suivants :

  • la nouvelle méthode de suivi des projets de reprise et de conditionnement des déchets mise en place par l’ASNR,
  • le dépôt par l’Andra, en 2023, de la demande d’autorisation de création de l’installation Cigéo,
  • la poursuite du développement par EDF du projet d’installation visant à recycler les déchets métalliques de très faible activité (le Technocentre),
  • la mise en place d’un dispositif d’évaluation et de prospective concernant le cycle du combustible nucléaire,  
  • la mise en place, dans le cadre du Comité directeur pour la gestion post-accidentelle (Codirpa) d’un groupe de travail sur la gestion des déchets radioactifs engendrés par un accident nucléaire,
  • la participation proactive de l’Andra à l’initiative MEREIA de l’AIEA sur les sites de stockage de surface avec un partage de l’expérience française.

La poursuite des actions de gestion des déchets de faible activité et vie longue et la gestion de certaines sources scellées usagées sans filière de gestion ont par ailleurs été identifiées comme des enjeux pour la France.

Enfin, les nouvelles initiatives de participation du public dans le cadre du projet Cigéo ont été notées comme une « bonne pratique » exemplaire au niveau international. Ces initiatives correspondent à la mise en place d’une consultation des parties prenantes sur le cadrage de l’instruction technique ainsi que la mise en place par le Haut comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire (HCTISN) d’un comité indépendant de suivi de l’ensemble des démarches de consultation du public sur le projet Cigéo.

En complément de ces sessions, un groupe de travail ouvert présidé par Jean-Luc Lachaume s’est réuni dans le but de faire progresser le processus d’examen par les pairs de la Convention. Les recommandations émises par le groupe, dont plusieurs sont à l’initiative de l’ASNR, ont été validées en séance plénière lors de la deuxième semaine.

En conclusion de la réunion d'examen qui s’est tenue dans une ambiance cordiale et constructive, Jean-Luc Lachaume a fait approuver le rapport de synthèse des deux semaines de travaux, en obtenant le consensus de tous les pays représentés.

L’implication de l’ASNR lors de ce grand rendez-vous international, saluée par les pairs, a permis de promouvoir les actions et les positions françaises dans le domaine et a conforté le statut de l’ASNR en tant qu’acteur de premier plan, au niveau mondial, dans le domaine de la sûreté et de la radioprotection.

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Flamanville : repli du réacteur 1 à la suite d’une fuite sur une tuyauterie de faible diamètre connectée au circuit primaire

Introduction
Le 25 mars 2025, EDF a déclaré à l’ASNR un événement significatif relatif à l’application des procédures de conduite incidentelles et accidentelles sur le réacteur 1 de la centrale nucléaire de Flamanville. Cette conduite, visant à replier le réacteur dans un état d’arrêt plus sûr, a été engagée à la suite de la détection d’une fuite sur une tuyauterie de faible diamètre connectée au circuit primaire.

Le 25 mars 2025, EDF a déclaré à l’ASNR un événement significatif relatif à l’application des procédures de conduite incidentelles et accidentelles sur le réacteur 1 de la centrale nucléaire de Flamanville. Cette conduite, visant à replier le réacteur dans un état d’arrêt plus sûr, a été engagée à la suite de la détection d’une fuite sur une tuyauterie de faible diamètre connectée au circuit primaire.

Le circuit primaire principal contient l’eau qui permet de refroidir le cœur du réacteur et de transférer l’énergie issue de la réaction nucléaire aux générateurs de vapeur. L’eau du circuit primaire est maintenue à haute pression et haute température.

Les règles générales d’exploitation sont un recueil de règles approuvées par l’ASNR qui définissent le domaine autorisé de fonctionnement de l’installation et les prescriptions de conduite des réacteurs associées. Elles prescrivent notamment un débit de fuite maximal du circuit primaire, au-delà duquel l’exploitant doit appliquer les consignes de conduite accidentelle et incidentelle pour amener le réacteur dans un état plus sûr.

Le 22 mars 2025, alors que l’exploitant réalisait les derniers essais préalables aux opérations de recherche de criticité puis de divergence du réacteur 1, à l’issue d’un arrêt prévu pour maintenance et rechargement, des détecteurs incendie situés à l’intérieur du bâtiment réacteur ont déclenché. Dans le cadre de l’application de ses procédures, l’équipe de conduite a immédiatement sollicité les secours extérieurs.

En parallèle, elle a poursuivi l’analyse de la situation. Elle a ainsi pu déterminer que le déclenchement de la détection incendie n’était pas causé par un feu mais par une fuite d’eau du circuit primaire, sous forme de vapeur. Le débit de fuite étant supérieur au seuil fixé par les règles générales d’exploitation, l’équipe de conduite a appliqué les procédures de conduite en situation incidentelle et accidentelle. Elle a donc baissé la pression et la température du circuit primaire..

Cet évènement n’a pas eu de conséquence pour l’environnement. Néanmoins, en raison du repli en application des procédures incidentelles et accidentelles, il a été classé au niveau 1 de l’échelle INES.

Le confinement du bâtiment réacteur était intègre au cours de l’événement. L’eau issue de la fuite a été collectée par les systèmes dédiés au sein du bâtiment réacteur.

L’exploitant a pu par la suite procéder à des investigations, qui ont montré que la fuite était issue d’une tuyauterie de faible diamètre  (circuit de purges et évents), connectée à une tuyauterie auxiliaire du circuit primaire.

L’ASNR a procédé à une inspection réactive le 26 mars 2025 afin de contrôler la façon dont l’évènement avait été géré et de contrôler les dispositions mises en œuvre par l’exploitant pour le traitement de la situation. Les inspecteurs ont notamment constaté que les procédures de conduite incidentelle et accidentelle du réacteur avaient été correctement appliquées.

L’ASNR veillera à ce que l’exploitant procède à la réparation dans de bonnes conditions de sûreté pour le réacteur et de sécurité pour les intervenants. L’ASNR s’assurera également que l’exploitant mène les expertises permettant de déterminer avec précision les causes de la fuite.

En savoir plus  :

Avis d'incident du 25 mars "Repli du réacteur 1 à la suite d’une fuite sur une tuyauterie de faible diamètre"

 

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L’ASNR publie une synthèse des expertises menées au titre de la phase générique du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe

Introduction
Entre 2019 et fin 2024, l’IRSN a procédé à l’examen des études de sûreté transmises par EDF au titre de la phase générique du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. À l’issue de cet important travail d’expertise, l’ASNR présente la synthèse de l’ensemble des enseignements et des conclusions qu’elle a tirés de cette analyse.
Couverture du rapport de synthèse des expertises RP4 1300

Entre 2019 et fin 2024, l’IRSN a procédé à l’examen des études de sûreté transmises par EDF au titre de la phase générique du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. À l’issue de cet important travail d’expertise, l’ASNR présente la synthèse de l’ensemble des enseignements et des conclusions qu’elle a tirés de cette analyse.

Dans le cadre de ce réexamen, une quarantaine d’expertises ont été réalisées sur les études présentant le plus d’enjeux pour la sûreté. En particulier, quatre rapports d’expertise ont permis de préparer les réunions du Groupe permanent d’experts pour les réacteurs nucléaires (GPR) et du Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires (GP ESPN) sur les thèmes de la prise en compte des agressions externes et internes, des études d’accident, de la maîtrise des accidents graves, et de la tenue en service des cuves.

Durant cinq ans, cette phase d’expertise aura mobilisé au plus fort de son activité près de 160 experts et chercheurs de l’IRSN, qui auront consacré au total plus de 180 000 heures de travail.

Les conclusions des avis et rapports d’expertise, ainsi que les avis formulés par les groupes permanents d’experts, ont vocation à éclairer la décision de l’ASNR, prévue à la fin du premier semestre 2025, sur les conditions de la poursuite de fonctionnement des 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF au-delà de 40 ans. L’ASNR organisera au préalable une consultation en ligne du public sur son projet de décision.

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Clôture de la concertation sur le 4e réexamen des réacteurs de 1300 MWe

Introduction
Communiqué de presse - Poursuivre le fonctionnement des réacteurs de 1300 MWe au-delà de 40 ans : dans quelles conditions ? Bilan de la concertation publique volontaire menée sous l’égide du HCTISN du 18 janvier au 30 septembre 2024
Signataires du Communiqué de presse du HCTISN fin de concertation RP4 1300

Le Haut Comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire (HCTISN) annonce, ce mardi 11 mars 2025, la clôture de la concertation publique sur les dispositions de sûreté proposées par EDF pour poursuivre, au-delà de 40 ans, l’exploitation de ses réacteurs nucléaires de 1 300 MWe. 20 réacteurs sont concernés et répartis sur 8 centrales nucléaires : Belleville-sur-Loire, Cattenom, Flamanville, Golfech, Nogent-sur-Seine, Paluel, Penly et Saint-Alban.

L’objectif était d’associer le public aux enjeux et objectifs de sûreté liés à la poursuite de fonctionnement des réacteurs concernés au-delà de 40 ans, bien en amont des enquêtes publiques qui seront réalisées dans plusieurs années, réacteur par réacteur.

Cette démarche volontaire, portée par le HCTISN, a mobilisé EDF, en tant qu’opérateur responsable des réexamens périodiques de sûreté*, et les principaux acteurs de la sûreté des centrales nucléaires en France : l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), chargée d’expertiser et de se prononcer sur les améliorations de sûreté proposées par EDF, l’Association nationale des comités et commissions locales d’information (ANCCLI) et les 7 commissions locales d’information (CLI) concernées**.

Le public était invité à s’exprimer sur la « Note de réponse aux objectifs » (NRO)*** du 4e réexamen périodique qui rassemble les dispositions de sûreté proposées par EDF pour les 8 centrales concernées. La concertation s’est attachée à aborder la poursuite d’exploitation en examinant les enjeux de sûreté, du changement climatique, de l’environnement, de la santé, de la sécurité…qui font partie, pour les citoyens, de ces conditions de poursuite de fonctionnement.

À partir de ces échanges et contributions, les garants**** ont établi leur bilan de cette concertation et les acteurs porteurs de cette concertation (HCTISN, EDF, ASNR et ANCCLI) ont rédigé un document commun sur les enseignements et les suites à donner à cette concertation. Ces documents sont disponibles sur la plateforme de la concertation.


* La durée de fonctionnement des installations nucléaires présentes sur le territoire français n’est pas limitée par le décret qui les autorise. En contrepartie, la réglementation prévoit que chaque installation nucléaire doit faire l’objet d’un réexamen périodique tous les 10 ans. Après analyse du rapport établi par l’exploitant, l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR), autorité administrative indépendante chargé du contrôle des installations nucléaires, communique au Gouvernement ses conclusions sur l’état de sûreté des installations et peut prendre des prescriptions pour encadrer les conditions de poursuite du fonctionnement.

** CLI de Belleville-sur-Loire, CLIN Paluel-Penly, CLI de Golfech, CLI de Nogent-sur-Seine, CLI de Flamanville, CLI de Saint-Alban, CLI de Cattenom.

*** Cette note de réponse aux objectifs (NRO) constitue le document officiel d’échange entre EDF et l’ASNR. Ce document fait l’objet d’une synthèse dans le cadre de cette concertation sur les 4es réexamens périodiques.

**** Garants choisis sur la liste des garants de la Commission Nationale du Débat Public (CNDP).


Chiffres-clés de la concertation

  • 8 centrales nucléaires concernées - 20 réacteurs
  • 311 questions et avis déposés sur la plateforme numérique (http://concertation.suretenucleaire.fr)
  • 343 personnes connectées aux 5 webinaires nationaux
  • 7 CLI (Commissions Locales d’Information) impliquées
  • 823 participants aux 8 réunions publiques et 3 ateliers thématiques organisés par les CLI à proximité des sites concernés

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PALLAS : inauguration des infrastructures du projet à Tournemire

Introduction
Le 6 septembre 2024, Jean Christophe Niel, directeur général de l’IRSN, a inauguré, en présence de Charles GIUSTI, préfet de l’Aveyron et de nombreux élus locaux, les nouvelles infrastructures développées dans le cadre du projet PALLAS sur le site du laboratoire de recherche souterrain de Tournemire.

Le 6 septembre 2024, Jean-Christophe Niel, directeur général de l’IRSN, a inauguré, en présence de Charles GIUSTI, préfet de l’Aveyron et de nombreux élus locaux, les nouvelles infrastructures développées dans le cadre du projet PALLAS sur le site du laboratoire de recherche souterrain de Tournemire.

Inauguration de PALLAS

Financé par BPI France et piloté par l’IRSN depuis fin 2022, le projet PALLAS a réuni six partenaires français. Ce projet a créé une plateforme expérimentale, pluridisciplinaire et novatrice, qui sera exploitée pour mener des recherches afin d’évaluer des technologies de pointe dédiées à la surveillance de colis de déchets radioactifs destinés à être pris en charge dans une installation souterraine.

Grâce à PALLAS, le laboratoire de Tournemire s’est enrichi d’une nouvelle galerie de 120 mètres de long, à partir de laquelle seront creusés des micro-tunnels permettant de surveiller le comportement de colis factices en conditions in situ, et d’un nouveau bâtiment dénommé « espace maquette », qui offre désormais la possibilité de réaliser des expérimentations complémentaires sur ces colis factices. 

Ainsi, le projet PALLAS apportera des connaissances destinées à enrichir l’expertise de l’IRSN sur la sûreté des installations de gestion des déchets radioactifs, sûreté qui repose en grande partie sur la capacité à surveiller les colis, y compris à distance, sur des durées séculaires.

Inauguration PALLAS
Inauguration PALLAS
Inauguration PALLAS
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