Réacteur nucléaire G2

Le réacteur nucléaire G1 était un réacteur nucléaire militaire construit à partir de 1955 par le Commissariat à l'énergie atomique (CEA) à Marcoule. Il est mis à l'arrêt définitif le 15 octobre 1968, et actuellement en niveau 2 AIEA de son démantèlement nucléaire. Il utilisait comme combustible nucléaire de l'uranium naturel (non enrichi) modéré par du graphite, dont il tient son nom G1 (G pour graphite). Il s'agit du premier réacteur électronucléaire français, à l'origine de la filière française des réacteurs à l'uranium naturel graphite gaz.

Le réacteur nucléaire G3 est un réacteur nucléaire militaire construit à partir de 1956 par le Commissariat à l'énergie atomique (CEA) à Marcoule, et actuellement en phase de démantèlement nucléaire. Il utilisait de l'uranium naturel (non enrichi) comme combustible nucléaire, et était modéré par du graphite, dont il tient son nom G3 (G pour graphite). Plus gros que leur prédécesseur G1, les réacteurs G2 et G3 - d'une puissance thermique de 250 mégawatt chacun - étaient refroidis non pas par de l'air comme G1 mais par un gaz sous pression en circuit fermé, le dioxyde de carbone (CO2), à l'instar du réacteur EL2 fonctionnant depuis 1952 au centre CEA de Saclay. Il s'agit donc des deux premiers réacteurs de la filière française des réacteurs à l'uranium naturel graphite gaz (UNGG). Le réacteur G3 a été mis en service le 8 juin 1959. Son combustible nucléaire était fourni par l'usine du Bouchet puis l'usine de Malvesi. Le plutonium produit par G3 fut extrait à l'usine de plutonium UP1 puis employé pour des essais nucléaires français. Pour modérer la réaction de fission nucléaire, les 12 000 barres de combustible de G3 étaient insérées dans un bloc de 1 200 tonnes de graphite percé d'environ 50 puits verticaux prévus pour le passage des barres de contrôle et de sécurité. Avec G1 et G3, G2 produisit environ 100 kg de plutonium par an. L'utilisation du combustible de G3, comme G1 et G2, n'était pas optimale d'un point de vue économique, parce qu'il était maintenu juste assez longtemps dans la pile pour produire du plutonium. Dès mai 1955, EDF était associée aux études du projet d'une installation de production d'électricité de 40 mégawatts électrique. L'installation fut couplée au réseau électrique en avril 1960. Cette collaboration avec le CEA a permis à EDF de construire le réacteur EDF1 dans la centrale nucléaire de Chinon, qui produira de l'électricité à partir du 14 juin 1963. Le réacteur G3 est arrêté définitivement en 1984. Les opérations d’assainissement puis de démantèlement de G3 ont débuté en 1986. La première phase de démantèlement a consisté à déposer l’ensemble des circuits externes, notamment celui de refroidissement, et à assurer le confinement des blocs réacteurs. Elle s’est achevée en 1996. Selon le CEA, le démantèlement complet reprendra en 2020 lorsque la radioactivité résiduelle aura décru et que le stockage des déchets sera possible, pour s'achever en 2035.

Créé en 1956, le site nucléaire de Marcoule se trouve en France dans le Gard, dans les communes de Chusclan et Codolet, voisines de Bagnols-sur-Cèze. Il se situe en bordure du Rhône à 8 km d'Orange, entre Montélimar (à 45 km en amont) et Avignon (à 30 km en aval), à 45 km au nord-est de Nîmes et à une trentaine de kilomètres au sud du site nucléaire du Tricastin (à Pierrelatte, Drôme). Il est ainsi au cœur de la région touristique, agricole et viticole des Côtes-du-rhône. Le site de Marcoule a vu naître non seulement les applications industrielles et militaires du plutonium en France, mais aussi la production civile d'électricité d'origine nucléaire. Les recherches portent sur le cycle du combustible nucléaire et les projets de réacteurs nucléaires. L'arrivée en fin de vie de certaines installations se traduit par la mise en place de chantiers de démantèlement et le lancement de nouveaux projets. Sur le site de Marcoule travaillent environ 5 000 personnes, dont 1 550 salariés du Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA). Orano (ex-Areva) y emploie environ 1 000 personnes pour l'assainissement et le démantèlement des installations nucléaires arrivées en fin de vie ainsi que pour l'exploitation d'installations industrielles.

Astrid ou ASTRID (acronyme de l'anglais Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) est un projet de prototype de réacteur nucléaire français de quatrième génération, de type réacteur rapide refroidi au sodium, porté par le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) dans les années 2010 et arrêté en 2019. À la suite des réacteurs expérimentaux Rapsodie, Phénix (250 MWe) et Superphénix (1 240 MWe), le projet Astrid, prototype de puissance intermédiaire (600 MWe), vise à démontrer la possibilité d'un passage au stade industriel de la filière des réacteurs à neutrons rapides au sodium. Le projet est alors présenté comme « doté des meilleurs standards de sûreté du moment ». Il doit tirer « de la ressource disponible cent fois plus d'énergie que ne le font les réacteurs actuellement déployés sur le parc nucléaire français », constitué uniquement de réacteurs à eau pressurisée. Il utilise, pour ce faire, « comme matières premières, les énormes stocks d'uranium 238 constitués par l'exploitation du parc EDF durant des décennies, ainsi que le plutonium extrait des combustibles usés ». S'inscrivant, au-delà d'une perspective historique d’indépendance énergétique, dans un objectif de durabilité, Astrid vise à permettre non seulement d'économiser les ressources fissiles en valorisant l'uranium 238 et en multi-recyclant le plutonium, mais aussi à réduire la quantité de déchets nucléaires à vie longue en incinérant les actinides mineurs. La construction du réacteur Astrid doit ainsi s'accompagner de la mise en service d'un nouvel atelier spécialisé de fabrication de combustible MOx à l'usine de La Hague. Le coût du projet est estimé à plus de cinq milliards d'euros. La décision politique de cet investissement et sa rentabilité, comme pour tout projet de cette envergure, suscitent des controverses. Du fait de contraintes budgétaires, le CEA propose en 2018 de réduire la puissance du réacteur à 100–200 MWe, puis abandonne le projet en 2019. L'organisme précise que « le projet de construction d'un réacteur prototype n'est pas prévu à court ou moyen terme ». Il envisage plutôt de s'en occuper « dans la deuxième moitié du siècle ».

Phénix est un ancien prototype de réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium situé sur le site nucléaire de Marcoule (Gard) qui a fonctionné de 1973 à 2010. Couplé au réacteur Phénix d’une puissance thermique de 563 mégawatts, un générateur électrique pouvait fournir une puissance de 250 mégawatts. La vocation du réacteur Phénix était initialement de fournir de l'électricité, puis elle s'étendit à l’étude de la transmutation des déchets radioactifs à vie longue (loi Bataille de 1991). L'installation fut exploitée pendant 36 ans par une association entre le CEA (80%) et EDF (20%). Cette association a pris fin en 2009 avec l'arrêt de la production d'électricité. Aujourd'hui, le démantèlement du réacteur est uniquement géré par le CEA.

Célestin I et II sont des réacteurs nucléaires militaires situés à Marcoule. Modérés et refroidis à l'eau lourde, ils sont utilisés pour la production de tritium et de plutonium à usage militaire. Le réacteur Célestin I est mis en service le 14 mai 1967, suivi le 30 octobre 1968 par Célestin II. En 1967, l'Atelier d'extraction du tritium des cibles situé aussi à Marcoule a commencé à fonctionner. Auparavant, de 1962 à 1976, un laboratoire français du centre CEA de Saclay était équipé pour la production d'importantes quantités de tritium. Le combustible nucléaire des Célestins était produit à l'Atelier de technologie du plutonium du Centre de Cadarache. Le combustible usé des Célestins était retraité puis envoyé à l'usine d'extraction du plutonium de Marcoule. En fin d’année 1993, les réacteurs Célestin arrêtent leur production de plutonium. En 2008, la production de tritium pour les bombes thermonucléaires se poursuit à partir de l’exploitation des réacteurs Célestins 1 et 2. Le site de Marcoule produit alors les rejets de tritium atmosphérique les plus importants sur le territoire français. Selon Areva, ces rejets sont dus aux réacteurs Célestin et à l’Atelier tritium. L'arrêt définitif des réacteurs Célestin est effectif en 2009, et leur démantèlement commence aussitôt. Le calendrier du démantèlement s'étale jusqu'en 2050.

Orano Melox est une entreprise filiale d'Orano Recyclage et une usine qui fabrique des assemblages de combustibles à base de plutonium - le combustible MOX - utilisés dans les réacteurs à eau sous pression (REP) et à eau bouillante (REB) pour des clients français et étrangers. L'usine Melox est située dans le Gard, sur environ 11 ha en limite du site nucléaire de Marcoule. À partir d'oxyde de plutonium et oxyde d’uranium, l'usine a produit, entre 1995 et 2021, 3000 tonnes de ce combustible nucléaire, utilisé dans certains réacteurs français et étrangers. Il s'agit du principal débouché pour le retraitement du plutonium issu des combustibles usés. Fin 2013, Melox est devenu un établissement d'Areva NC. Orano Melox est aujourd’hui un établissement d’Orano Recyclage, qui rassemble toutes les activités du cycle du combustible nucléaire. En 2022, 800 personnes sont directement employées par l'entreprise Orano Melox, qui génère 500 emplois induits. L'usine a réalisé en 2013 une production de 124 tonnes, tombée à 60 tonnes en 2021. En 2022, un programme de remise à niveau a été lancé pour repasser au-dessus des 100 tonnes de production par an.

L'ATelier Alpha et Laboratoires pour ANalyses, Transuraniens et Études de retraitement (ATALANTE) est une installation nucléaire du Commissariat à l'énergie atomique consacré au retraitement des combustibles nucléaires irradiés et à la gestion des déchets radioactifs de haute activité et à vie longue. Atalante se trouve sur le site nucléaire de Marcoule, dans le sud de la France. Aujourd'hui, Atalante comprend 17 laboratoires d'une surface de 19.000 m2, 250 boîtes à gants et une ligne de manipulation blindée et robotisée sur le modèle de celle de l’usine de la Hague. La principale mission d'Atalante est de mettre au point les technologies pour retraiter, autant que possible, les barres de combustible usées provenant des réacteurs nucléaires français. Environ 200 chercheurs, techniciens du Commissariat à l’énergie atomique (CEA) travaillent dans l'atelier Atalante, encadré par 70 personnes dans l'équipe d’exploitation. Les équipes d'Atalante sont dirigées par Christophe Joussot-dubien.

L'usine d'extraction du plutonium de Marcoule (abrégée UP1 pour usine de plutonium n°1) du site nucléaire de Marcoule (Gard) était une usine spécialisée dans le traitement du combustible nucléaire usé afin d'en extraire le plutonium. Elle fut gérée successivement par le Commissariat à l'énergie atomique (CEA) puis par la Cogema (devenue Areva NC puis Orano Cycle en 2018). Elle est en cours de démantèlement.

Centraco (Centre nucléaire de traitement et de conditionnement) est une usine gérée par Cyclife France (ex Socodei), filiale 100% d'EDF. Située sur le site nucléaire de Marcoule sur une surface de 11 hectares à Codolet (Gard), cette usine, mise en service en 1999, est classée installation nucléaire de base (INB n°160).

L'île du Colombier est une île située sur le Rhône, dans le département du Vaucluse en région Provence-Alpes-Côte d'Azur, appartenant administrativement à Piolenc.

Le Visiatome est un parc scientifique à vocation éducative situé à proximité du site nucléaire de Marcoule, dans le département du Gard et la région Occitanie. Il a ouvert ses portes en avril 2005 et a fermé définitivement ses portes en 2021.