2°/ L'ASSAINISSEMENT DU COMPLEXE DE MARCOULE
Véritable berceau du nucléaire français,
le complexe de Marcoule regroupe des installations du CEA, de la COGEMA, de
Melox, Phénix et même d'activités diverses comme les
équipements pour les analyses médicales.
Ce centre n'est pas uniquement tourné vers des applications militaires
mais on y trouvait, entre autres, les réacteurs G1, G2, G3,
principalement destinés à la production de plutonium, les deux
réacteurs Célestin essentiellement orientés vers la
production de tritium, et l'usine UP1 qui assurait le retraitement du
combustible de G1, G2 et G3 en récupérant le plutonium de
qualité militaire.
Le site de Marcoule est entré dans une phase de restructuration profonde
du fait de l'arrêt de la plus grande partie des activités purement
militaires.
De nombreuses installations civiles subsistent (atelier de vitrification des
déchets, four électrique pour fondre les déchets
métalliques, station de traitement des effluents, incinérateur de
déchets TFA...), des laboratoires expérimentaux se
développent (Atalante pour les expériences sur les
déchets, unité de recherche sur les réactifs
médicaux...), l'usine Melox destinée à la fabrication du
MOX est entrée en service ; mais il n'en demeure pas moins que les
mutations que connaît le bassin d'emplois de Marcoule préoccupent
à juste titre les travailleurs de la région, qui doutent que la
garantie de l'emploi puisse être assurée à long terme.
Ayant eu l'occasion de rencontrer, au sujet de l'implantation
éventuelle d'un laboratoire souterrain de l'ANDRA, les organisations
syndicales et les élus concernés, j'ai à plusieurs
reprises insisté auprès des autorités compétentes
pour que les restructurations en cours, tout à fait nécessaires,
ne conduisent pas à une perte de capacité mais à une
réorientation programmée et déterminée vers
d'autres activités en fonction des nouvelles donnes de l'industrie
nucléaire française.
Sur le plan des activités militaires du centre de Marcoule, la situation
est actuellement la suivante :
- le réacteur G1 a été mis à l'arrêt en
1968 ;
- le réacteur G2 a été fermé
définitivement en 1980 et le réacteur G3 en 1984 ;
- l'usine UP1 doit cesser son activité de retraitement à la
fin de 1997 ;
- seuls resteront en service les réacteurs Célestin I et II
qui assurent la production de tritium pour la DAM, aucune décision
n'ayant été prise à ce jour sur leur avenir.
A/ La mise en place du groupement d'intérêt économique CODEM
Compte tenu de l'importance des opérations de
démantèlement qui sont entreprises mais aussi compte tenu de
l'imbrication des intérêts entre les trois partenaires
concernés, CEA-DAM, COGEMA et EDF, le 24 mai 1996 a été
constitué un GIE dénommé CODEM (COnditionnement des
déchets et DEMantèlement de Marcoule). Dans ce GIE, le CEA
représente 45 parts, EDF également 45 parts et la
COGEMA 10 parts.
Grâce à cette structure, il y aura donc un pôle unique de
décision, de contrôle et de financement qui s'exprimera, en
principe d'une seule voix, face aux opérateurs chargés des
travaux de démantèlement et d'assainissement. Il faut toutefois
noter que l'opérateur principal est la COGEMA, qui se trouve donc
être représenté également dans l'instance de
décision.
La création de cette structure "ad hoc" était aussi
justifiée par l'ampleur de l'opération et par son coût. On
estime en effet à 37 milliards de francs, répartis sur une
quarantaine d'années, le budget total de ce programme.
Pour 1997, le budget du CODEM a été de 360 millions de
francs, ce qui, pour ses responsables, marque
"l'engagement
irréversible des trois partenaires dans ce projet"
.
Comme le faisait remarquer les organisations syndicales de Marcoule, il ne
reste plus désormais qu'à trouver la trentaine de milliards
restants !
Pour le moment, ces crédits servent essentiellement à financer
des études mais le début des opérations proprement dites
devrait pouvoir avoir lieu, comme prévu, au début de 1998.
Comme on pouvait s'y attendre, la répartition des dépenses entre
les trois parties concernées a donné lieu à d'âpres
discussions.
EDF avait provisionné en prévision de l'arrêt des
réacteurs G1, G2 et G3 qui lui fournissaient du courant. En effet, ces
trois réacteurs essentiellement destinés à la production
de plutonium de qualité militaire, exploités par la COGEMA,
étaient aussi des réacteurs électrogènes d'une
puissance non négligeable (250 Mégawatts).
Si EDF, entreprise fonctionnant sous des règles comptables commerciales,
avait dès l'origine prévu le coût de l'arrêt de ces
réacteurs, il n'en va pas de même pour le ministère de la
Défense qui devrait assurer la moitié de la dépense.
L'annualité des crédits budgétaires se prête mal, en
effet, au financement d'opérations lourdes et longues de type
industriel, qui nécessiteraient la constitution de provision ou au moins
d'un échéancier pluriannuel précis et définitif.
En tout état de cause, le ministère de la Défense, qui
était le principal bénéficiaire de l'activité de
ces installations, doit payer, mais l'évolution actuelle des
crédits de ce département et en particulier de ses crédits
"nucléaires" qui ont diminué, en francs constants, de près
de la moitié en cinq ans, risque de poser quelques problèmes.
Devant le coût, que certains qualifient de pharaonique, il est permis de
se demander jusqu'à quel niveau il serait raisonnable de conduire les
opérations de démantèlement.
B/ Les niveaux de démantèlement
La correspondance entre le niveau souhaitable et le niveau
possible de démantèlement constitue une question délicate
qui soulève, comme pour tout ce qui touche au nucléaire, des
passions pas toujours justifiées. Comme l'a très bien
montré Claude Birraux dans son rapport de l'Office
25(
*
)
, il existe plusieurs stratégies
possibles et surtout de nombreuses zones d'ombre sur les limites souhaitables
du démantèlement selon les différents types d'INB ou
d'INB-S.
La France a adopté le classement en trois niveaux de
démantèlement proposé par l'AIEA :
- le niveau 1 consiste à enlever les matières
nucléaires, à les envoyer soit vers le retraitement soit vers les
centres de stockage, puis à fermer hermétiquement le
bâtiment tout en continuant cependant à contrôler la
radioactivité à l'intérieur et dans l'environnement ;
- au niveau 2, on procède à la libération partielle
de l'installation en enlevant tous les matériels facilement
démontables et en réduisant la zone confinée au
minimum ;
- le niveau 3 correspond à la libération totale et
inconditionnelle du site, qui doit redevenir utilisable sans restriction, les
anglophones parlant à ce propos de la théorie du
green
field
: "le retour à la prairie".
Dans la pratique, ces distinctions ne sont pas aussi nettes que dans les
documents théoriques et on parle même parfois de niveau 1
renforcé lors de certaines opérations de
démantèlement.
Il semble désormais admis que le CEA et les opérateurs qu'il
emploie sont techniquement en mesure de réaliser des opérations
de démantèlement jusqu'au niveau 3. C'est ainsi que six
réacteurs de recherche et six laboratoires et usines du secteur civil
ont été totalement démantelés, mais il s'agissait
d'installations de petite taille et souvent de faible activité
radioactive.
Aujourd'hui, les grandes opérations de démantèlement qui
commencent à être entreprises posent des problèmes d'un
tout autre ordre.
Ainsi, en 1993, le CEA indiquait pour le réacteur G1 que
"le
niveau 2 a été atteint à l'exception de l'exutoire et
de certains filtres"
et que le CEA étudiait
"l'éventualité de démanteler G1 jusqu'au
niveau 3"
26(
*
)
. En
1996, le CEA indiquait toujours :
"Le réacteur G1 [...] est
aujourd'hui démantelé au niveau 2 à l'exception de
l'exutoire de la cheminée et de certains filtres. Le CEA étudie
l'éventualité de démanteler G1 jusqu'au
niveau 3."
En trois ans, la situation n'avait donc guère
évolué et le niveau 3 reste donc un simple objectif à
atteindre dans un futur plus ou moins proche mais toujours non défini.
En réalité, doit-on dans tous les cas systématiquement
tenter d'atteindre le niveau ultime de démantèlement ?
Comme le faisait remarquer M. Birraux dans son rapport
précité, le démantèlement n'a pas pour but de faire
disparaître la radioactivité mais simplement de la déplacer
pour mieux la contrôler, et de prévenir ainsi tout danger de
contamination de l'environnement et des populations proches.
A partir du moment où la radioactivité est contenue de
façon sûre dans un bâtiment lui-même inclus dans une
enceinte protégée et surveillée, on peut
légitimement se demander s'il est bien nécessaire d'entreprendre
des opérations coûteuses et risquées pour les personnels
chargés de les conduire, dans le seul but de transférer la
radioactivité résiduelle dans un centre de stockage.
En ce qui concerne les centrales, il apparaît effectivement raisonnable
d'attendre, pour engager les dernières phases du
démantèlement, que la décroissance naturelle de la
radioactivité rende ces opérations moins dangereuses. Un
démantèlement ne constitue jamais, en effet, une opération
anodine et sans risque.
Le CEA a choisi, à juste titre, de démanteler totalement, sans
attendre, les installations qui risquent de se détériorer ou qui
contiennent des éléments à vie très longue pour
lesquelles la décroissance naturelle de la radioactivité ne
serait obtenue que beaucoup trop tard par rapport à la résistance
des bâtiments.
Sur le site de Marcoule, il n'est toutefois envisagé de
démanteler les anciennes installations du secteur militaire que
jusqu'à un niveau 2 pour les placer en état de
sûreté passive qui ne nécessitera plus qu'une surveillance
réduite, le niveau 3 restant un objectif toujours possible mais non
urgent.
On peut comprendre, pour une ancienne centrale isolée comme celle de
Brennilis, que les populations se prononcent pour un
démantèlement accéléré jusqu'au
niveau 3. En revanche, dans le cas d'installations situées sur un
site qui restera consacré aux activités nucléaires, et
donc surveillé, un démantèlement total
accéléré ne devra être envisagé que si des
considérations techniques impératives l'imposent.
Tant que la vocation nucléaire du site de Marcoule ne sera pas remise en
cause, les opérations de démantèlement doivent avoir
essentiellement pour objectif d'assurer une sécurité maximum sans
chercher à atteindre la perfection.
Cette position raisonnable est d'autant plus justifiée que bien des
problèmes, en aval du démantèlement, restent à
résoudre en particulier pour l'évacuation de certains
déchets.
La volonté de maintenir, grâce au démantèlement, un
certain volant d'activité sur les centres est certes louable mais elle
ne doit pas conduire à engager des opérations complexes sans
s'être auparavant assuré la maîtrise de la gestion des
déchets qu'elles produisent. Les sites du CEA ne doivent pas se
transformer subrepticement en centre d'entreposage à long terme de
déchets pour lesquels on n'a pas encore trouvé de solution
définitive.
C/ L'arrêt de l'usine UP1 et des installations associées et le programme MAD
Le site de Marcoule avait initialement été
créé pour assurer l'approvisionnement de notre défense en
plutonium de qualité militaire.
Dans ce but avaient été construits trois réacteurs G1, G2
et G3, à uranium naturel, modérés au graphite et refroidis
au gaz (UNGG). Afin de retraiter le combustible extrait de ces
réacteurs, l'usine UP1 a été mise en service en 1958 et a
produit son premier gramme de plutonium le 21 juillet 1958. Cette usine de
retraitement n'avait toutefois pas qu'une utilité purement militaire
puisqu'elle a dû, à partir de 1970, retraiter aussi les
combustibles provenant de réacteurs de la filière civile UNGG.
En 1975, les installations de production de combustible nucléaire qui
relevaient initialement du CEA ont été transférées
par simple décret (décret n° 75-1250 du
29 septembre 1975) à la COGEMA.
Les besoins en plutonium de la Défense nationale étant
désormais satisfaits, l'arrêt de l'usine UP1 et de toutes les
installations de la COGEMA nécessaires au retraitement a
été programmé pour la fin de l'année 1997. La
fermeture d'UP1 était d'autant plus inéluctable que ses
activités civiles avaient elles aussi disparu avec l'arrêt, en
1994, de la dernière centrale UNGG française et l'incendie de la
centrale espagnole de Vandellos qui appartenait à la même
filière et dont les combustibles étaient également
retraités à Marcoule.
En plus de la fermeture déjà effective des trois réacteurs
G1, G2 et G3, c'est donc tout un ensemble complexe d'installations qu'il va
falloir désormais "assainir" sur le site de Marcoule. Pour se faire
une
idée de l'ampleur de la tâche à réaliser, voici la
liste des installations concernées par des opérations de
démantèlement ou d'assainissement telle qu'elle est
présentée par la CEA :
«- Les ateliers de production
qui
regroupent six
ensembles :
.
installation de "dégainage G1"
utilisée pour le
dégainage et le stockage du magnésium des premiers combustibles
du réacteur G1, elle a ensuite servi à l'entreposage des paniers
de dissolution des combustibles G1, G2, G3 ;
.
l'atelier "dégainage"
dont les fonctions comprennent la
réception, l'entreposage et la préparation de dissolution des
combustibles irradiés, le traitement et la réexpédition
des emballages de transport externes, le stockage des déchets de
structure des combustibles et des déchets de traitement des eaux ;
.
l'installation "MAR 400"
dont les fonctions,
identiques
à celles de l'atelier "dégainage", sont utilisées pour les
combustibles à retraiter issus de la filière UNGG ;
.
"l'usine UP1"
utilisée pour la dissolution des
combustibles, la séparation des éléments U, Pu, produits
de fission et actinides des combustibles et leur transformation en nitrate
d'uranyle, en oxyde de plutonium ou plutonium métallique et en solution
nitrique concentrée de produits de fission et d'actinides ;
.
l'installation "stockages liquides des produits de
fission"
regroupe les cuves contenant les solutions nitriques concentrées de
produits de fission et leurs équipements divers ;
.
l'Atelier de Vitrification et d'entreposage des verres (AVM)
où est mis en oeuvre le procédé de vitrification des
solutions ; les verres obtenus étant entreposés dans des
fosses en béton ventilées.
Les ateliers de production avec leurs équipements
annexes sont constitués d'une soixantaine de bâtiments et ouvrages
de tailles diverses.
- Les ateliers dits de supports
qui
sont composés de
cinq installations :
.
la Station de Traitement des Effluents Liquides (STEL)
gère l'ensemble des effluents liquides produits sur le site ;
.
l'Atelier de Conditionnement et d'entreposage des Déchets
Solides (CDS)
collecte, contrôle, conditionne et entrepose et/ou
expédie à l'ANDRA l'ensemble des déchets solides produits
à Marcoule ;
.
l'Atelier de Décontamination du Matériel (ADM)
est
utilisé pour la collecte et le traitement du matériel
contaminé de l'établissement ;
.
l'Atelier de Décontamination du Linge (ADL)
traite les
vêtements de l'ensemble du personnel ;
.
le laboratoire de contrôle, chimie analytique des
procédés et d'assistance en chimie industrielle
est
utilisé pour les activités des 2 unités de retraitement du
site (l'usine UP1 de COGEMA et l'Atelier Pilote de Marcoule du CEA/VALRHO).
Les ateliers supports avec l'ensemble de leurs
équipements regroupent une quarantaine d'ouvrages et bâtiments du
site.»
La maîtrise du programme de mise à l'arrêt définitif
de l'usine UP1 et des installations qui y sont associées (programme MAD)
a été confiée au CODEM qui assurera donc la coordination
de l'ensemble des opérations et des moyens de financement. Le CODEM
devra en particulier approuver les stratégies proposées par la
COGEMA qui sera le principal opérateur, passer les marchés et
obtenir les financements nécessaires.
Après l'arrêt de l'usine, prévu pour la fin de 1997, il
faudra tout d'abord procéder au rinçage des circuits et des
équipements. La COGEMA a souhaité que cette phase du programme
soit entreprise immédiatement avec l'ancien personnel de l'usine qui
aura gardé la mémoire du fonctionnement de l'installation. Cette
solution aura également l'avantage d'assurer un emploi aux travailleurs
que la fermeture d'UP1 va libérer et qu'il aurait fallu, sans cela,
reclasser dans d'autres fonctions.
Une fois les rinçages terminés, si tout se déroule comme
prévu, les opérations de mise à l'arrêt proprement
dites pourront commencer. Elles seront suivies d'une période de
"surveillance active" pendant laquelle pourra commencer le programme
de
démantèlement (programme DEM) jusqu'au niveau 2. Il sera
alors possible de passer à une situation de "surveillance passive". Un
démantèlement au niveau 3 n'est pas à ce jour
programmé, ni même encore envisagé.
Bien entendu, chacune des phases de ces programmes fera l'objet d'un rapport de
sûreté et devra être autorisée par les
autorités compétentes. A l'issue du démantèlement
au niveau 2, vers 2029, les installations concernées devraient
passer du statut d'installations nucléaires de base (INB) au statut de
simples installations classées pour la protection de l'environnement
(ICPE).
Quel jugement peut-on porter, à l'heure actuelle, sur l'ensemble de ces
programmes de démantèlement ?
Il faut tout d'abord réaffirmer que ces opérations de
démantèlement étaient nécessaires ; il
n'était pas question, en effet, de laisser des installations inutiles
mais potentiellement dangereuses en l'état avec le risque de voir leurs
protections se dégrader au fil des années. Sur ce dossier, comme
sur celui des déchets, il ne serait en effet pas admissible de
transmettre aux générations futures des problèmes que nous
sommes en état de régler, même si ce n'est que
partiellement, dès à présent.
Il ne s'agit certainement pas, comme l'affirme un peu vite le CEA, de remettre
les sites dans un état aussi proche que possible de leur état
initial, ce qui correspondrait au niveau 3 de démantèlement,
mais plus simplement de prendre toutes les mesures nécessaires pour que
ces installations ne présentent plus de dangers dès lors qu'elles
continuent à être incluses dans un périmètre
nucléaire étroitement surveillé.
Le démantèlement au niveau 3 est techniquement possible, le
CEA a déjà procédé à plusieurs
opérations de ce type mais il s'agissait soit de très petites
installations (réacteurs de recherche et maquettes), soit
d'installations très contaminées par du plutonium pour lesquelles
l'attente n'aurait pas permis d'obtenir une décroissance significative
de la radioactivité.
Le CEA a également acquis une certaine expérience des grandes
opérations de démantèlement jusqu'au niveau 2
(réacteurs Rapsodie de Cadarache, réacteurs G1, G2, G3 de
Marcoule). Ce savoir-faire permet de penser que ces futurs
démantèlements se dérouleront dans de bonnes conditions
bien qu'on ne soit jamais à l'abri d'un accident, comme cela a
été le cas en 1994 où une explosion de sodium dans la cuve
de l'ancien réacteur Rapsodie a entraîné la mort d'un
travailleur et une longue suspension des travaux.
Dans son dernier rapport
27(
*
)
, la Direction de la
sûreté des installations nucléaires qui, il faut le
rappeler, n'a pas compétence dans le secteur militaire, soulignait,
à propos des démantèlements d'installations civiles, que
"la taille des chantiers de démantèlement et le type de
travaux à mettre en oeuvre, essentiellement de déconstruction,
conduisent les exploitants nucléaires à faire appel à la
sous-traitance à des entreprises extérieures. L'Autorité
de sûreté reste attentive à ce que cette organisation, qui
peut conduire à une spécialisation bénéfique des
acteurs, n'entraîne pas cependant une déresponsabilisation des
exploitants nucléaires qui en dernier ressort restent seuls comptables
du bon déroulement des travaux."
Il ne s'agit pas ici de faire un procès d'intention aux responsables
de l'assainissement de Marcoule mais simplement de rappeler que l'ampleur des
travaux à effectuer ne doit en aucun cas conduire à faire appel
à des entreprises peu qualifiées pour ce type de travail ou
à des personnels insuffisamment formés. Toutes les
opérations qui peuvent présenter un risque pour les populations
ou pour les travailleurs concernés doivent être confiées
à des techniciens ayant une expérience confirmée du
travail en milieu radioactif.