Roger Bonniaud (1928 - 2024) et Marcoule
par Antoine Schülé,
avec des photographies de Raymond Durand
et avec un article inédit de Roger Bonniaud.
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| Roger Bonniaud, juin 2020 photo R. Durand |
Corrélats: Laboratoire Roussel, folliculine, Saclay, Fontenay-aux-Roses, Marcoule, Cadarache, Célestin, Bagnols-sur-Cèze, Reggane, La Hague, Pierrelatte; Gulliver, PIVER, EDF, AVM, CEA, Eurodif, Cogema, Rapsodie, Phénix, Gerboise bleue, Défense nationale, Valrho, ANDRA, Mox, Melox, Atalante, Centraco, CECER, Cis Bio, LAPAM; Pierre Cohen, Félix Gaillard, Yves Hery, Antoine Jouan, Francis Laude, Jean-Pierre Moncouyoux, De Rouville, Michel Saint-Gaudens, Claude Sombret.
Un prêtre, un politicien, un agriculteur, un historien, un pamphlétaire, un menuiser-inventeur ont marqué la longue vie de la commune de Saint-Gervais (Gard): vous les présenter est un hommage légitime et nécessaire rendu à leurs engagements. Aujourd'hui, c’est un scientifique reconnu mondialement que je vous invite à découvrir ou redécouvrir : Roger Bonniaud qui habitait le quartier de Maruel à l’ouest du village.
Il a été mon parrain à mon entrée à l’Académie de Lascours en 2003. J’ai eu le plaisir de le connaître personnellement et il m’avait fait l’amitié de recevoir l’ASMEM (Association Saint-Maurice d’étude militaire) dont je suis membre pour visiter l’AVM de Marcoule. Avec un large sourire, il m’avait parlé de ses contacts avec la Suisse lorsqu’elle envisageait la production d’une arme nucléaire à laquelle elle renonça vite en raison de plusieurs échecs. N’étant pas un scientifique, il a réussi à me rendre compréhensible bien des sujets ayant trait à la production nucléaire. Je me souviens plus particulièrement d’un repas pris chez moi où, pendant quatre heures, il a ouvert mon champ de connaissance. Il avait d’ailleurs au moment de servir le café régulièrement des critiques sur le sucre blanc et, encore plus, sur le sucre brun. C’était un passionné qui ne refusait jamais de partager son savoir: forme de générosité que n’ont pas tous les sachants !
Cet article est constitué en deux parties : l’une d’un entretien avec Roger Bonniaud, le 24 juin 2020, que nous avons eu son domicile en compagnie du photographe et correspondant de Midi Libre Raymond Durand; l’autre d’un article rédigé par Roger Bonniaud sur Marcoule (Gard) pour le Dictionnaire encyclopédique du Gard Rhodanien de l’Académie de Lascours (DEGRAL) qui n’a pas pu se concrétiser, alors que le projet que j’avais initié méritait d’être poursuivi. A ce sujet, je mettrai en ligne bientôt les articles que j’ai rédigés pour qu’ils ne soient pas perdus, ainsi que ceux qui m’ont été remis par des amis, heureux de s’engager en faveur du patrimoine local.
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Né en novembre 1928, il a reçu une formation d’ingénieur chimiste. Intéressons-nous à son parcours de vie pour le moins original : d’une hormone féminine à la vitrification de déchet nucléaire.
Après 4 à 5 ans, les combustibles usés à base d’uranium sont traités comme déchets. Uranium et plutonium sont recyclés, mais il reste un 4 % de déchets ultimes inutilisables. Comment les incorporer et les immobiliser dans une matrice durable pour stockage ? Roger Bonniaud, avec ses collègues, a trouvé une solution durable.
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Résumé de l’entretien de 2020
De l’hormone de synthèse à la vitrification nucléaire
Son premier engagement professionnel, de trois ans et demi, a été pour le laboratoire pharmaceutique Roussel, spécialiste de la chimie thérapeutique. Réputé pour sa production de médicaments comme cortisone, la pénicilline et l’insuline), Roger Bonniaud effectua des recherches sur la folliculine, l’hormone stéroïde nécessaire à la fertilité féminine (le cycle menstruel, la facilité de la nidification et le maintien des caractères sexuels).
En 1957, il est engagé à Romainville-Saclay pour travailler avec un ingénieur en céramique de Sèvres. Ils ont à leur disposition un local transformé en un laboratoire tout neuf. Leur mission : la gestion des restes des produits de fission nucléaire, car les barres d’uranium restent longtemps très actives.
L’idée est que « Les déchets, c’est l’avenir. ». En effet, sécuriser l’avenir passe par une prospective essentielle: dans la longue durée, éviter toute contamination nocive pour l’humanité.
Différentes solutions sont envisagées : stockages d’abord dans des caves, puis dans des liquides. Les deux solutions sont dangereuses. Nécessité d’ouvrir une autre voie de recherche : trouver un solide pouvant contenir ces déchets. Qualités requises pour ce solide : dans la durée, il doit pouvoir résister à l’eau, à l’irradiation et à la chaleur et le tout, si possible, dans un volume réduit.
Parmi les minéraux, il s’agissait de trouver un matériel étanche. Le mica (une silicate qui se détache en feuillets, utilisé p.e. pour renforcer le plastique ou pour la fabrication de roues en caoutchouc) est retenu pour ses particularités. Deux solutions sont retenues : soit les micas de synthèse, soit le verre (à base de silice). Toutefois, le mica est plus difficile à produire que le verre.
Le verre est envisagé pour la poursuite de la recherche. Il est procédé à l’achat d’un four et d’un creuset pour établir un procédé de production et pour résoudre la question du stockage.
Pierre Cohen organise à Saclay trois laboratoires pour étudier le traitement des déchets : 1, de faible activité (les effluents); 2, de moyenne activité (les bitumes); 3, de haute activité. Ce dernier laboratoire est confié à Roger Bonniaud.
Il lui a fallu trois ans pour la mise au point, dont un an pour s’assurer que le verre dissout tout. Le plus grand problème a été causé par la présence de molybdène aux propriétés mécaniques et chimiques uniques. À Saclay, deux procédés sont étudiés. Pour le verre à couler, un minéral n’ayant pas suffi, il a fallu trois minéraux. Le procédé initial était assez simple : une vitrification en pots. Le point faible était le récipient métallique, réutilisable seulement une trentaine de fois.
La recherche ne pouvait pas s’arrêter là. Roger Bonniaud met au point un procédé continu. En 1968, ceci sera rendu possible au moyen d’un récipient chauffé par induction.
Vitrification en continu : les déchets sont traités dans un calcinateur et la calcination est incorporée au verre. Le four à froid est non conducteur, mais chaud à 900° et 1000°, il devient conducteur.
Le procédé pour améliorer l’incorporation de déchets radioactifs dans une masse vitreuse est ainsi assuré. Un brevet (n°4009990, 01 03 1977) sera déposé le 27 février 1975 aux noms du CEA et des trois inventeurs : Roger Bonniaud, Antoine Jouan et Claude Sombret. En voici la teneur :
“Un dispositif de calcination, ou calcinateur, est pourvu d'un tambour rotatif dont l'axe est légèrement incliné par rapport à l'horizontale, et est destiné à être monté à l'intérieur d'un four et à être utilisé pour mélanger et chauffer un mélange de morceaux de verre fritté et de déchets radioactifs. Le calcinateur présente, à ses extrémités, deux brides auxquelles sont respectivement fixés un manchon supérieur au niveau duquel débouchent un conduit d'admission des liquides radioactifs, un conduit relié à une trémie d'alimentation en verre fritté et un conduit d'évacuation des gaz, et un manchon inférieur dont le prolongement à l'écart dudit tambour est pourvu d'une ouverture pour expulser le calcinat obtenu et le transférer vers un four de fusion. Le calcinateur est en outre pourvu de moyens pour le faire tourner et l'étanchéifier.”
Et c’est ainsi que se termine la recherche à Saclay.
Changement de lieu de travail : Fontenay-aux-Roses où se trouvent un laboratoire inactif, un laboratoire actif pour l’étude du verre et une halle de montage pour édifier le système. La première grande installation est construite pour le procédé en continu, avec un calcinateur: le programme Gulliver. Au final, le produit est une pastille de 5 kg.
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Voici maintenant l’article sur Marcoule rédigé par Bonniaud que je communique comme il me l’a donné et en italique des compléments synthétisés pour le lecteur que j’avais prévus pour le DEGRAL:
Marcoule (par Roger Bonniaud) :
En 1958, de nombreux achats de terrain ont été effectués à Chusclan pour des « installations industrielles ». Une année après, la population apprend qu’il s’agit en fait de la création d’un site nucléaire. Les vignerons reçoivent des droits de plantation et les communes des subventions. Félix Gaillard (1919-1970), en tant que Secrétaire d’Etat aux Affaires économiques , il a élaboré le premier plan nucléaire français. En 1961-1963, il favorise le projet d’une usine de retraitement. Il y a deux sortes de PU : le PU fissile, pas trop élevé; le PU pour alimenter la bombe.
Dès 1961, le chantier est conduit militairement et de Gaulle veille à ce que les délais soient respects. Par exemple, des artisans ayant pris du retard sont enfermés 10 jours sur le site pour satisfaire leurs obligations !
En 1966, le procédé de vitrification est arrêté pendant une année. Mais en 1968, l’équipe de Saclay arrive à Marcoule pour PIVER (avec M. Francis Laude). Le développement technologique se réalise essentiellement à Marcoule.
Une nouvelle construction est envisagée sur un site de production nucléaire : ce sera Marcoule. Le programme Piver (Pilote verre) est lancé pour une pastille de verre de 100 kg. Cette première installation mondiale est au sud des ateliers pilote. Le problème du traitement des gaines a été le plus difficile à résoudre. Tout est à être inventé. De Rouville est le militaire qui dirige Marcoule. Piver n’assure pas encore un procédé en continu qui est difficile à établir : il sera réservé à EDF.
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| Piver, souvenir, photo R. Durand |
Une question intrigue les chercheurs français : pour une même quantité d’uranium, les Anglais produisent plus d’énergie (GB : 3000 et F : 2000). La raison est qu’ils utilisent un uranium moins pur. La France décide donc de « polluer » l’uranium et augmente de façon encore plus importante la production : le SICAL.
En 1968, Piver effectue pour commencer deux coulées par semaine. Plus tard, il y aura le travail y compris le samedi et le dimanche. En 1978, l’atelier de vitrification de Marcoule (AVM) : la mise au point de prototype de vitrification en continu est achevée. Il est possible de vider les cuves de Marcoule.
L’AVM se réalise maintenant à La Hague (ateliers R7, T7 et P3). Le conteneur de verre a une capacité de 400 kg. Il y est pratiqué le traitement des déchets du Japon, de l’Allemagne, avec un stockage de 10 ans avant de les renvoyer dans les pays concernés.
Manque encore un stockage dans la durée
La grande question encore en suspens : le stockage qui est géré de nos jours par l’ANDRA. Le village de Bure, à la limite de la Meuse et de la Haute-Marne, a été le site retenu pour un stockage souterrain. Il manque une décision politique pour construire cet entrepôt. Les entreposages actuels se multiplient : 30 000 conteneurs (à 400 kg de verre chacun, dans un conteneur en inox réfractaire et résistant, mais qui ne forme pas une barrière).
Un géologue avait effectué un rapport pour un stockage souterrain sur le site de Marcoule. Il avait identifié une bande d’argile, fractionnée, s’étendant jusqu’à la Méditerranée. Roger Bonniaud a demandé qu’un puits se fasse sous la Dent de Marcoule, afin d’effectuer un carottage pour savoir si le sous-sol est compatible avec le stockage de produits fissiles. Cette mission lui fut retirée et confiée à l’ANDRA.
Trois types de sols étaient retenus initialement : schiste, granit et argile. Le granit présentant trop de chlorure, c’est l’argile qui est préférée. Deux sites sont donc envisagés : Marcoule et la Haute-Marne. Cette dernière sera étudiée, car la couche d’argile est plus grande que celle de Marcoule.
Il est nécessaire que le verre ne dépasse pas la température de 150° pour éviter que le produit de fission sorte. Le stockage doit être prévu pour 30 ans.
Il faut savoir qu’aux États-Unis des stockages ont été envisagés dans des mines de sel. Ce fut une mauvaise solution. Finalement dans le Kansas, les anciennes mines de sel ont servi à constituer des réserves de pétrole dont le stockage doit être constant pour éviter un effondrement (toujours possible si diminution trop importante dus stock) !
Selon l’avis de Roger Bonniaud, la solution la plus adaptée serait un stockage de 70 ans. Mais il y a et il y aura sans doute longtemps un manque de décision politique afin de préserver des élections.
Marcoule (1945-2005)
Le 18 octobre 1945, le gouvernement provisoire du Général de Gaulle crée par ordonnance le Commissariat à l'Énergie Atomique (C.E.A.). Sa mission est de mettre en œuvre les recherches scientifiques et techniques en vue de l'utilisation de l'énergie atomique, d'organiser la prospection et l'exploitation des gisements des matières premières nécessaires, d'assurer la protection des personnes et des biens contre les effets nocifs de la radioactivité et de développer les dispositifs générateurs d'énergie. Il exerce sa compétence dans les domaines scientifiques, industriels et militaires.
Les six années qui suivront verront la réalisation de centres d'études (Saclay, chargé de la physique nucléaire et des réacteurs, des matériaux, de l'environnement; Fontenay aux Roses, orienté plus spécialement vers le traitement du combustible irradié), la prospection et l'exploitation de gisements d'uranium, la construction de réacteurs expérimentaux ; Zoé au Fort de Châtillon, puis à Saclay, * EL2, réacteur de plus grande puissance utilisant l'uranium métallique et un gaz inerte comme refroidissement, puis ultérieurement EL3 pour l'étude expérimentale de la production d'énergie.
Mais durant ces années de la IVe République, marquées par une forte instabilité politique, aucune décision ministérielle ne fut prise pour engager le développement industriel du nucléaire. Après l'éviction en 1950 de Frédéric Joliot Curie, Haut Commissaire du CEA depuis l'origine, son remplacement par Francis Perrin et la nomination de Pierre Guillaumat au poste d'Administrateur Général, le gouvernement de Félix Gaillard adopta, le 29 juin 1952, le premier plan quinquennal de développement industriel du CEA.
L'implantation de Marcoule
De cette décision naquit le centre de Marcoule. Le site retenu est une terrasse quaternaire entre le Rhône et la Cèze protégée par la Dent de Marcoule et dont le sol constitué d'une couche de galets calcaires et silex reposant sur une épaisse marne, offre une résistance et une stabilité parfaites pour les charges prévues. Le niveau est suffisamment bas pour permettre le pompage de l'eau nécessaire et suffisamment haut pour être à l'abri des inondations. Le Rhône permet d'assurer le refroidissement des réacteurs. Le Mistral favorise la dispersion des rejets atmosphériques. Enfin, le site s'écarte des grandes agglomérations, tout en conservant l'attrait de celles-ci et des paysages cévenols et provençaux.
Le site est couvert de garrigues, de terres labourables et de vigne dont une partie des vignobles de Chusclan qui a obtenu en 1947 l'appellation « Côtes du Rhône Chusclan », fierté des vignerons locaux. Les premiers contacts pour l'achat des terrains sont effectués en automne 1952, avec beaucoup de discrétion, puisque aucun des exploitants concernés n'en connaissait vraiment l'objet. Ce n'est qu'en janvier 1953 que la nouvelle de la création d'un centre nucléaire sera dévoilée. Elle entraînera des réactions diverses : hostilité de la part des vignerons; intérêt pour les municipalités locales qui vont se rendre compte des retombées pour l'économie locale.
En avril 1953, un décret ministériel déclare d'utilité publique l'acquisition des terrains. Cette annonce accentue les manifestations, mais après quelques péripéties spectaculaires, l'augmentation des indemnisations, l'obtention de droits de plantation pour les expropriés, la promesse d'un travail sur le site et des patentes alléchantes pour les communes concernées: Chusclan et Codolet, les négociations se termineront par un accord à l'amiable.
Le projet prévoyait l'implantation à Marcoule de réacteurs, d'une usine de traitement du combustible irradié et de purification de plutonium formé et d'ateliers annexes nécessaires au fonctionnement de l'ensemble. La France ne disposant pas à l'époque d'installations d'enrichissement de l'uranium, ni de stock suffisant d'eau lourde, les réacteurs ne pouvaient être réalisés qu'avec de l'uranium naturel, modérés au graphite et refroidis au gaz (filière UNGG). Il s'agissait de réacteurs plutonigènes. Le plutonium formé pouvait servir, bien sûr, à l'arme nucléaire, mais aussi être utilisé dans des réacteurs de deuxième génération pour la production d'énergie. À l'époque, cependant, aucune mention n'était faite au niveau ministériel sur l'arme nucléaire. Mais la limitation des taux de combustion du combustible laissait peu de doute sur l'objectif final du plutonium. Il faut savoir que seul le Pu 239 est fissile et que maintenu en réacteur il se transforme en isotopes de Pu non utilisables pour l'armement atomique.
La construction des installations de Marcoule fut une grande épopée industrielle et humaine et une aventure de pionniers. La réalisation des ateliers va se poursuivre à un rythme effréné et dans des délais très contraignants. Le CEA avait fait appel à quelques sociétés industrielles choisies pour leur compétence, dont certaines avaient déjà travaillé à la mise au point d'EL2, mais qui manquaient d'expérience nucléaire. Ces sociétés, pour chaque installation, avaient un rôle d'entrepreneur général devant le CEA. L'objectif était de constituer en France un noyau d'entreprises qui pourraient ainsi acquérir la compétence industrielle nucléaire et une dimension internationale.
Les infrastructures et les installations générales sont réalisées en 1953 et 1954. En octobre 1954, le premier atelier : l'atelier du graphite est en fonctionnement et dans un chantier indescriptible usinera les 1500 tonnes de graphite nécessaires à G1. Le réacteur G1, démarré en mai 1954, diverge en janvier 1956 avec seulement 6 jours de retard sur le planning. G2 lancé en septembre 1955 est achevé en juillet 1958. L'usine plutonium est achevée en 1957.
Marcoule et la Défense Nationale
En mai 1955, un nouveau plan de développement général est instauré. Le plutonium produit à Marcoule servira à doter la France de l'arme atomique. Le client privilégié devient la Défense Nationale.
Le réacteur G1, de puissance de 40 000 Mw, devait servir de prototype industriel à G2 et G3. Il comportait 100 tonnes d'uranium, conditionnées en cartouches de 3,6 m de longueur et disposées dans des canaux horizontaux. II était refroidi à l'air à la pression quasi atmosphérique. L'air de refroidissement, après passage dans un échangeur de chaleur, cédait sa chaleur à de l'eau sous pression qui, vaporisée, actionnait une turbine et un alternateur, et après filtration était évacué par une cheminée de 100 mètres de hauteur.
L’exploitation de G1 va mettre en lumière un certain nombre de problèmes techniques : rupture de gaines, déformation des cartouches sous radiation, accumulation d'énergie sur le graphite nécessitant d'effectuer régulièrement un recuit. Diverses améliorations apportées permettront cependant une disponibilité satisfaisante et la production du Pu demandée. En octobre 1968, G1, initialement prévu pour dix ans, est arrêté définitivement, mais le réacteur avait joué son rôle de prototype. G2, prévu pour 150 000 Mw diverge en juillet 1958, G3 en 1959. Ces deux réacteurs UNGG restent plutonigènes mais deviennent aussi électrogènes. Ils vont bénéficier de l'expérience de G1 : caisson en béton précontraint, cartouches de combustible réduites en longueur, refroidissement par C02 sous pression, automatisation poussée du chargement et déchargement des cartouches sans arrêter le réacteur, température plus élevée et plus stable sur le graphite et le combustible, meilleure stabilité de la réactivité et contrôle poussé des ruptures de gaines, etc. Ces deux réacteurs fonctionneront de façon parfaite. La puissance thermique atteindra 200 mégawatts en 1961, puis 250 mégawatts en 1963. Quatre énormes échangeurs captent la chaleur du gaz carbonique; la vapeur produite servant à alimenter les turboalternateurs : 80 mégawatts électriques seront ainsi produits par le centre dont 50 à 60 Mw seront distribués sur le réseau national.
Si le problème d'accumulation d'énergie sur le graphite (effet Wigner) n'est pas aussi important que sur G1, à cause de la température plus élevée, il existe cependant et provoquera à la longue un décalage des briques de graphite. En 1980, G2 sera arrêté après 22 ans de service. G3 le sera en 1984.
L'usine * UP1 de traitement des combustibles irradiés est mise en exploitation en 1958. Sept ateliers la composent avec en sus diverses installations complémentaires : laboratoires d'analyses, station de traitement des effluents, etc.
Elle assure les fonctions essentielles suivantes :
- séparer chimiquement l'uranium non utilisé dans les réacteurs, le plutonium formé par activation et les produits de fission issus de la fission de l'uranium.
- purifier les matériaux stratégiques
- fabriquer le plutonium métal.
Les cartouches sorties du réacteur après conditionnement dans des emballages en aluminium sont d'abord "désactivées" en piscine pendant un temps suffisamment long pour éliminer les produits de fission à vie très courte et réduire d'un facteur 1000 la radioactivité, puis sont envoyées au dégainage mécanique. Après découpe de la gaine, l'uranium est extrait et acheminé vers les cellules de dissolution nitrique. La solution nitrique sera soumise à plusieurs phases d'extraction successives au tribactyl-phosphate (TBP) pour séparer les trois constituants. Les solutions respectives seront purifiées : l'uranium décontaminé rejoindra l'usine de raffinage; la solution de nitrate de Pu, après purification, sera transformée en fluorure de Pu, puis par calciothermie fournira un lingot métallique; la solution de produits de fission après concentration sera stockée dans des réservoirs sophistiqués, refroidis et enterrés.
La mise en exploitation de l'usine UP posa des problèmes inhérents au manque d'expérience industrielle antérieure, à un cloisonnement trop poussé ne facilitant pas les interventions, au manque de moyens de vision et de télémanipulation.
À force de persévérance, d'amélioration et la mise en service de nouveaux ateliers : dégainage en piscine, MAR 200 pour la dissolution, nouvelle salle pour la purification du Pu, l'usine UP parviendra à suivre les cadences croissantes imposées et à s'adapter aux nouveaux types de barreaux d'uranium.
Le 13 février 1960, « Gerboise bleue », la première bombe atomique française, issue du plutonium de Marcoule explose à Reggane. En décembre 1960, une loi-programme militaire est votée au Parlement en vue de l'élaboration d'une bombe «H ».
La bombe «H » nécessite l'utilisation de tritium, isotope lourd de l'hydrogène. Celui-ci est obtenu par transmutation du lithium 6, composant minoritaire du lithium naturel. Deux réacteurs tritigènes seront prévus à Marcoule, en 1964, pour satisfaire les besoins de la Défense Nationale. Ces réacteurs d'irradiation fonctionnent à basse température, sont refroidis et modérés à l'eau lourde et alimentés par du combustible riche : Pu ou U enrichi. La cible d'irradiation est constituée de billettes d'un alliage de lithium-aluminium enrichi en Li6, gainé aluminium. Célestin I diverge en 1967, Célestin II en 1968. Ces réacteurs sont toujours en activité pour diverses opérations d'irradiation.
L'atelier du tritium (ATM) complète le dispositif en vue de la récupération du tritium produit : opération difficile qui nécessite des installations complètement sèches (l'eau fixe le tritium). Les billettes irradiées sont chauffées sous vide pour libérer les gaz formés par la réaction nucléaire; on isole ensuite les isotopes de l'hydrogène et procède par diffusion thermique, à la séparation isotopique pour obtenir un tritium à 99 % de pureté.
Marcoule et la démographie locale
L'implantation de Marcoule et sa mise en exploitation vont générer un bouleversement sociologique et démographique de la région. Durant la construction, environ 350 entreprises sont intervenues, amenant sur le chantier presque 3 000 employés qui se sont répartis dans les communes avoisinantes. À la mise en exploitation, le recrutement est intense, jeune et diversifié. Les effectifs progressent rapidement : 2 400 agents en 1964. Les entreprises participent aux travaux d'entretien et implantent à proximité du site des ateliers ou des bureaux d'études.
Il faut loger tout ce personnel, créer des équipements nouveaux et développer les infrastructures. Bagnols-sur-Cèze, grosse bourgade viticole et commerçante, située à une dizaine de kilomètres de Marcoule, va supporter, de cette mutation, la plus lourde charge. Sa population va passer de 1954 à 1968 de 5 200 à 16 500 habitants et la ville deviendra la plus jeune de France. Sous l'impulsion de son maire, Pierre Boulot, des urbanistes, Raymond Coquerel et Charles Delfante, et de l'architecte Georges Candilis, le nouveau Bagnols va se construire à l'est de la vieille cité : quartier de la Citadelle, puis des Escanaux, du Bosquet... Les collines avoisinantes vont se couvrir de villas individuelles : quartier de la Margue, des Oliviers, de l'Ancyse... Les liaisons routières sont progressivement améliorées; on ouvre des écoles, des crèches, des lycées, un centre culturel, des parkings, des terrains de sport et une nouvelle cité hospitalière. On oublie un grand axe de circulation, pourtant en son temps envisagé, avec un second pont sur la Cèze, dont l'absence se fait encore cruellement sentir.
L'implantation de Marcoule va aussi permettre le développement des autres communes environnantes. Dans la « zone de peuplement induite » c'est-à-dire de Pont-Saint-Esprit à Sauveterre, la population passera entre 1954 et 1968 de 25 600 à 46 500 habitants. Si l'habitat, plus dispersé dans ces communes, a facilité l'intégration des « Marcouliens » (on parle plus volontiers de “Marcouléens”), il n'en fut pas de même à Bagnols-sur-Cèze où l'excentration des nouveaux quartiers, la culture et le mode de vie différents ont été un obstacle à la communication des habitants. L'intégration viendra progressivement grâce à la jeunesse de la ville.
Marcoule et la diversification
Durant la décennie 1960-1970, Marcoule va prendre sa vitesse de croisière et commencer sa diversification. D'autres centres industriels vont se créer : La Hague pour le retraitement des combustibles civils, l'usine d'enrichissement de l'uranium à Pierrelatte. EDF va s'engager dans la construction de réacteurs UNGG électrogènes.
Une organisation nouvelle se met en place au CEA, aboutissant à la création d'une Direction des Productions qui couvre tout le cycle industriel de l'uranium. Marcoule, qui bénéficiait jusqu'alors d'un statut privilégié, devient un maillon d'un ensemble national structuré. Certes la Défense Nationale reste un client essentiel, mais le développement de réacteurs électrogènes impose d'améliorer les performances des réacteurs et d'obtenir un niveau de rentabilité correct. Les réacteurs de Marcoule, tout en poursuivant leur mission initiale, seront utilisés pour des irradiations de combustibles nouveaux, de cartouches expérimentales devant permettre d'accroître la température du coeur, résoudre la déformation des barreaux et réduire les ruptures de gaines.
L'usine UP1 voit sa mission élargie au traitement d'une partie du combustible des premières centrales EDF. Elle va privilégier des procédés à fonctionnement continu: MAR 200, chaîne d'extraction en colonnes pulsées, augmentation des capacités de la concentration des produits de fission, du stockage PF, de la station de traitement des effluents... Avec ces modifications, UP1 traitera cinq fois plus d'uranium que la quantité initialement prévue.
Des équipes de recherche dépendant de la Direction des Matériaux et Combustibles Nucléaires vont s'installer à Marcoule. Ainsi en 1962, sont mis en service les « Ateliers pilotes » APM pour tester à l'échelle semi industrielle et en actif les procédés mis au point dans les laboratoires de Fontenay aux Roses et servir de soutien aux usines. Les recherches sur le confinement des produits de fusion et la vitrification s'implantent à Marcoule. Elles aboutiront en 1968 à la mise en service de PIVER (Pilote Verre) et en 1978 à celle de l'atelier de vitrification de Marcoule (AVM), première installation mondiale de ce type.
En 1969, l'abandon par EDF de la filière graphite-gaz au profit de la filière eau légère et oxyde d'uranium enrichi pour les réacteurs électrogènes, va plonger Marcoule et la région dans une tension profonde et une grande incertitude sur son avenir.
Il est alors demandé au CEA de valoriser ses compétences dans des programmes d'intérêt général. En particulier, le marché des radioéléments est en plein développement. Les réacteurs Célestin, conçus pour l'irradiation et d'une grande souplesse de fonctionnement seront utilisés pour une production économique de Pu fissile à vocation militaire, mais aussi pour la fabrication de transuraniens, de radioéléments ou d'isotopes stables qui après purification dans les installations des Ateliers Pilotes ou de Fontenay aux Roses seront utilisés pour des applications médicales ou pharmaceutiques (C14 - * Il25 -Co60 - Pu238 - Ir192 - Tc99 -...). Des mini sources de Pu 238 équiperont les stimulateurs cardiaques obligeant les producteurs de piles classiques à améliorer la longévité de leur produit.
En 1974, est créé sur le site le laboratoire pour analyses médicales (LAPAM) dépendant du CEA-ORIS pour la fabrication d'anticorps monoclonaux et de trousses médicales de dosages radioimmunologiques. ORIS sera filialisée en 1980 et en s'associant aux Belges et aux Italiens deviendra, en 1985, CIS BIO International dont une partie, en 2000, sera vendue au groupe allemand Schéring, l'autre partie poursuivant des recherches sur la production et l'analyse des protéines dans le cadre des activités du service CEA de biochimie post-génomique et toxicologie nucléaire.
Parallèlement, Marcoule cherche à améliorer son image et à s'investir dans l'animation socioéconomique de la région. Le centre va valoriser son savoir-faire en développant des prestations de services dans les domaines du génie chimique industriel, des analyses physico-chimiques, du contrôle et protection de l'environnement. Une plate-forme de génie chimique est ainsi montée pour l'application des techniques d'extraction liquide/liquide à l'industrie chimique, pharmaceutique ou agro-alimentaire.
Un groupe d'études et d'animation économique (GERE) est créé pour étudier les activités économiques, les partenariats envisageables et collaborer au programme régional de développement.
Marcoule et le recyclage du plutonium
Le premier choc pétrolier, en 1973, va inciter la France à accélérer son programme nucléaire électrogène : un vaste plan de construction de centrales est adopté. Si EDF est chargé de la mettre en œuvre, le CEA conserve son rôle de soutien et renforce sa position dans le domaine du cycle du combustible. Il va adopter une nouvelle organisation visant à assurer une spécialisation des tâches. Les services de recherches vont être réorganisés en Instituts spécialisés. Les services de production rentables vont être filialisés. En 1973, pour assurer la production d'uranium enrichi nécessaire à la filière eau légère, la Société Européenne EURODIF est créée pour réaliser et exploiter l'usine civile d'enrichissement du Tricastin. Le service de construction des piles est transformé en Technicatome, filiale du CEA et EDF. La Direction des Productions est filialisée sous l'appellation COGEMA (Compagnie Générale des Matériaux Nucléaires). Chargée de l'ensemble des productions du cycle du combustible, elle devient, en 1976, propriétaire des installations industrielles de Marcoule. La coexistence sur Marcoule et Pierrelatte de services de recherches et développements propres au CEA et des installations COGEMA, va nécessiter la création, en 1979, d'une structure administrative distincte : le CEA/VALRHO.
Le 31 août 1973, le réacteur surgénérateur PHÉNIX diverge à Marcoule. La filière à neutrons rapides était inscrite dès 1955 dans les objectifs du CEA, comme complément des réacteurs UNGG. Le surgénérateur offrait un débouché naturel au plutonium, permettait d'économiser l'uranium, et de garantir l'approvisionnement énergétique de la France. Rapsodie, construit à Cadarache en 1961, va servir de modèle à la filière et remplir sa mission expérimentale, d'abord à 24 Mw puis après refonte du coeur à 40 Mw en 1970.
Pour loger PHÉNIX, des terrains sont acquis au Nord et protégés contre les crues du Rhône par une digue de 750 m de longueur. L'emplacement même de la centrale est entouré de parois moulées dans le sol et la partie enterrée est protégée par une enveloppe métallique garantissant l'isolation. D'une puissance de 250 Mw, PHÉNIX utilise comme combustible des pastilles d'oxydes d'uranium et de plutonium alignées dans de longues aiguilles en inox réunies en assemblages hexagonaux. Le refroidissement est assuré par du sodium liquide qui présente d'excellentes propriétés de transfert thermique, est peu corrosif et peu absorbant aux neutrons. Par contre, il a l'inconvénient de réagir avec l'eau et de s'oxyder à l'air; son utilisation impose donc une rigueur et un contrôle parfait des opérations de manutention. Pour réduire les risques, la conception du réacteur est intégrée, c'est-à-dire que le cœur, les couvertures, les pompes principales, les échangeurs du circuit primaire de refroidissement sont immergées dans une même cuve remplie de sodium. L'enceinte de confinement est une cuve de sécurité placée à l'intérieur de la protection biologique. Le circuit secondaire comporte trois boucles alimentant chacune un générateur de vapeur. Les chargements et déchargements en combustible se font réacteur à l'arrêt. Les assemblages déchargés sont désactivés dans un stockage intermédiaire puis sont démantelés. Les aiguilles sont mises en étui pour le traitement.
PHÉNIX, exploité conjointement par le CEA et EDF et couplé sur le réseau en 1974 va fonctionner remarquablement, le taux de disponibilité est bon et le comportement du combustible est très fiable. En 1984, quelques fuites de sodium apparaissent à la sortie du circuit primaire et sur les générateurs de vapeur et, en 1989, plusieurs arrêts automatiques consécutifs à une baisse de réactivité du cœur va entraîner un lourd programme d'investigation et orienter PHÉNIX vers un autre objectif : participer comme réacteur d'irradiation aux recherches du CEA sur la gestion des déchets nucléaires dans le cadre de la loi du 30 décembre 1991.
Avec les succès de Rapsodie et Phénix, est lancé, en 1976, la réalisation de Superphénix à Creys-Malville. Un vent d'espoir et de renouveau souffle sur Marcoule; on envisage la construction ultérieure d'un surgénérateur de 1500 Mw, d'une usine de fabrication de combustible rapide, d'une usine de traitement de ce type de combustible. En attendant les Ateliers Pilotes vont s'engager dans le traitement du combustible irradié de Phénix, en créant d'abord la chaîne TOP (Traitement Oxydes Pilote) qui se partagera avec UP2 à La Hague, le retraitement des premiers cœurs, puis avec TOR, pilote d'une usine ultérieure et capable de traiter 5 tonnes/an de combustible. Ces installations produiront du Pu qui sera recyclé dans le combustible. Phénix fonctionnera alors en partie avec des matériaux qu'il a lui-même produits.
Hélas, les espoirs fondés sur la filière rapide et l'euphorie des Marcouliens seront vite anéantis. Superphénix connaît, dès sa mise en route, une grave fuite de sodium; la contestation s'amplifie. Aucun des grands projets prévus à Marcoule pour la filière rapide ne verra le jour.
Mais l'activité de Marcoule ne baisse pas. Beaucoup de services du CEA vont s'investir dans la définition des procédés et de l'appareillage pour les usines UP3 et UP2800 de La Hague et dans la reconversion d'UP1. Des aménagements sont opérés pour accueillir dans l'usine des combustibles plus irradiés et diversifiés: combustible à âme graphite, combustible annulaire, combustible des réacteurs d'essais de matériaux, combustible plutonigène des Célestin, etc. Une nouvelle installation de tête est construite: MAR400 intégrant le retour d'expérience des usines et bénéficiant des progrès réalisés dans l'automatisation et la télémanipulation. En janvier 1986, la tête de l'usine UP2 de La Hague ferme; Marcoule est alors chargé de retraiter la totalité du combustible civil de la filière UNGG. Conçue au départ pour traiter du combustible irradié à 600 Mwjt-1; l'usine UP1 en traitera à 6000 Mwjt-1.
Les derniers réacteurs UNGG seront progressivement arrêtés par EDF: Vaudellos en 1989, Saint Laurent A1 en 1990, Bugey 1 en 1994. C'est la fin de la filière graphite-gaz. En 1993, s'ajoutent la fin des essais militaires et le passage au programme de simulation. Le 30 septembre 1997, le dernier barreau de combustible graphite-gaz est dissous dans les ateliers d'UP1.
L'arrêt de la filière rapide va très vite reposer le problème du plutonium produit dans les usines de retraitement. Dès lors, le recyclage dans les réacteurs REP s'avère comme la solution à privilégier. Les premiers réacteurs PWR du programme électronucléaire français sont d'ailleurs conçus dans cette perspective. En 1989, est prise la décision d'implanter à Marcoule l'usine MELOX pour la fabrication du combustible MOX, mélange d'oxyde de plutonium et d'uranium. Mise en service en 1995, MELOX connaît une croissance rapide. Initialement prévu pour 100 tonnes par an de métal lourd, puis de 150 tonnes/an en 2003, MELOX prend une dimension internationale en fournissant du combustible pour des clients européens et japonais. Sa production sera prochainement portée à 200 tonnes/an.
Marcoule vers le développement durable
Fin 1991, le Parlement vote une loi dite « loi Bataille » (du nom de son rapporteur) qui fixe pour l'aval du cycle du combustible, des axes de recherche pour les quinze années à venir.
Trois orientations de gestion pour les déchets radioactifs doivent être expérimentées en vue de réduire leur volume et leur toxicité :
- la séparation poussée et la transmutation des produits à vie longue.
- le stockage dans des formations géologiques profondes.
- le conditionnement poussé et l'entreposage de longue durée en surface.
L'ANDRA, responsable de la gestion des déchets ultimes, est chargée de l'étude du stockage des déchets à vie longue en formation géologique. La création d'un laboratoire de recherche souterrain est envisagée à Marcoule en terrain argileux; choix cohérent compte tenu de la présence sur le site d'équipes de recherche et de développement sur la gestion des déchets.
Le projet, qui soulève une hostilité grandissante, est finalement abandonné en 1998 au profit du site de Bure à la limite de la Haute Marne et de la Meuse.
Les autres points du programme sont confiés au CEA. Une commission nationale d'évaluation est chargée du suivi des recherches et, à Marcoule, le C.E.C.E.R. (Centre d'Expertise sur le Conditionnement et l'Entreposage des matières Radioactives) est créé pour capitaliser les efforts engagés par le CEA dans le cadre de la « loi Bataille ».
Pour mener ces recherches, l'ensemble des compétences du CEA sur l'aval du cycle est réuni à Marcoule dans ATALANTE : ensemble de laboratoires actifs et de chaînes blindées pour améliorer les procédés de traitement du combustible irradié et de conditionnement des déchets. ATALANTE réunira les spécialistes de la chimie séparative de Fontenay aux Roses, des équipes des Ateliers Pilotes et du service des prototypes industriels qui amènent leur expérience d'exploitant industriel. Le traitement du combustible irradié consistait jusqu'alors à séparer l'uranium restant et le plutonium formé et laissait avec les produits de fission les actinides mineurs à vie longue. La séparation poussée vise, au contraire, à isoler aussi les actinides mineurs voire certains produits de fission à vie longue en utilisant des extractions sélectives par solvant approprié et réduire ainsi la toxicité des déchets ultimes. Il faut ensuite transmuter, sous un flux intense de neutrons, ces éléments à vie longue pour les transformer en produits stables ou à vie courte. Phénix, après une longue période d'inspection qui a permis de mettre en évidence la bonne tenue de la structure du réacteur et après une série de travaux, va redémarrer en 2003, comme réacteur d'irradiation, pour ce programme de transmutation.
Avec la fin du traitement à UP1 des combustibles irradiés et le durcissement des règles de sécurité, notamment vis-à-vis des événements naturels extérieurs, beaucoup d'installations actives vont fermer, par exemple: l'atelier pilote APM, la cheminée de G1, symbole de Marcoule sera abattue en 2003. Un autre chantier va s'ouvrir : celui de l'assainissement et du démantèlement des installations déclassées; programme peut-être moins noble que les précédents, mais où Marcoule peut encore jouer un rôle de pionnier. De fait, l'activité de démantèlement avait déjà commencé avec le déclassement de G1 puis de G2 qui avait conduit à la mise en service à l'usine CENTRACO d'un four à arc pour le compactage par fusion des structures métalliques. Le programme de démantèlement se prolonge par la reprise du conditionnement des déchets et sa caractérisation en vue de les rendre conformes aux normes établies par l'ANDRA et pouvoir les évacuer vers les centres de stockage spécifiques correspondants. Les colis non conformes aux conditions de stockage en surface de l'ANDRA seront entreposés dans l'E.I.P. (Entreposage Intermédiaire Polyvalent) construit en 1996. Ils y resteront jusqu'à la réalisation du stockage géologique envisagé.
En 2004, le ministère des Finances et de l'Industrie met en place un fonds spécifique pour financer sur une période de trente ans le démantèlement des installations nucléaires de Marcoule. La maîtrise de l'ouvrage des opérations d'assainissement est confiée au CEA. Cette décision entraîne pour Marcoule un nouveau changement: le CEA reprend la responsabilité du site. Cogema achève sa mission de producteur de matière fissile jusqu'à l'arrêt programmé en 2010 des réacteurs Célestin, poursuit le démantèlement de l'ensemble UP1, et aussi l'activité de certains supports nucléaires : AVM, STE, CDS.
Épilogue
En octobre 2005, Marcoule a commémoré son 5O ème anniversaire. Ce fut l'occasion pour les anciens pionniers de l'époque héroïque et les exploitants actuels d'échanger des souvenirs et d'évoquer l'avenir. Durant ces cinquante années, Marcoule a connu des périodes fastes au cours desquelles les agents n'avaient pas le temps de penser au futur, des périodes d'incertitude parfois mal vécues, beaucoup de restructurations, mais a toujours pu faire face aux exigences de production et s'adapter grâce à l'expérience acquise à l'évolution des missions.
Le site de Marcoule est actuellement un vaste ensemble scientifique et technique qui comprend, outre la partie recherche et développement sur l'aval du cycle, des pôles spécifiques comme CIS BIO International pour les applications médicales, Melox pour clore le recyclage du plutonium, l'usine Centraco pour le conditionnement des déchets, Cogema pour la fin de mission de production et le démantèlement de l'usine.
Roger Bonniaud “
Ses travaux ont été reconnus en lui décernant le prix Special Award en recherche nucléaire dont le diplôme figure ci-dessous :
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| Photo R. Durand |
Conclusion
Roger Bonniaud avait cette modestie propre aux vrais scientifiques : il savait expliquer simplement des sujets complexes et répondait très volontiers aux questions de profanes. Le plus surprenant était son récit de la mise au point du procédé de vitrification des déchets nucléaires: tout avait commencé de façon vraiment artisanale. Avec son équipe, il a contribué à un progrès majeur de la phase finale de la production énergétique nucléaire et, à ce titre, il mérite notre reconnaissance.
Son esprit pragmatique voulait vérifier et expérimenter des chemins inconnus : pour lui, le mot “impossible” n’était pas un obstacle, mais un véritable aiguillon pour découvrir à un problème précis la solution qui n’avait pas encore été trouvée. C’était un vrai chercheur pour qui, même ayant trouvé, il y avait encore et toujours quelque chose à découvrir.
Antoine Schülé
Contact : antoine.schule@free.fr
Photographies : Raymond Durand
Annexes:
Pour les passionnés de technologie scientifique voici en compléments les deux brevets où Bonniaud est co-inventeur :
Brevets de l'Office américain des brevets et des marques (USPTO).
En 1986, brevet n° 4571307, déposé pour le conditionnement des déchets radioactifs
Résumé : Procédé de conditionnement de déchets constitués de particules métalliques radioactives insolubles dans des solutions d'acide nitrique, dans lequel on met en suspension lesdites particules dans un liquide, on soumet la suspension à un traitement thermique d'évaporation par injection de la suspension sur un lit chaud d'une poudre d'un métal ou d'un alliage choisi dans le groupe comprenant le cuivre, le nickel, le zinc, les alliages de cuivre, les alliages de nickel, les alliages de zinc et l'acier inoxydable, et on soumet le mélange sec de poudre et de particules métalliques obtenu après ce traitement thermique à un processus de fusion à une température adéquate pour faire fondre la poudre de métal ou d'alliage et pour former des composés bien définis entre le métal de la poudre et au moins une partie des constituants métalliques des particules radioactives.
Cessionnaire : Commissariat à l'Energie Atomique; Inventeurs : Roger Bonniaud, Antoine Jouan, Yves Hery
En 1994, brevet n° 5311782, déposé pour le prélèvement automatique d’un échantillon de matériau lors de son déversement dans un récipient :
Résumé: L' invention permet le prélèvement automatique d'un échantillon liquide sans intervention humaine. Le prélèvement de l'échantillon s'effectue lors du déversement du verre liquide dans son récipient. On utilise un godet monté à l'extrémité d'un bras oscillant. Le mécanisme est commandé par une pastille fusible ou fusible, qui fond lorsque le niveau de verre monte dans le récipient. Un ressort précontraint et un contrepoids permettent au bras de passer d'une position initiale à une position de prélèvement puis à une position repliée. L'invention concerne également un dispositif de remontée du godet et un dispositif de récupération de l'échantillon solidifié dans ledit godet. L'invention s'applique au prélèvement d'un échantillon de verre radioactif devant être stocké en permanence dans un récipient.
Cessionnaire : Commissariat à l'Energie Atomique; Inventeurs : Roger Bonniaud, Antoine Jouan, Jean-Pierre Moncouyoux, Michel Saint-Gaudens
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Pour la commune de Saint-Gervais (France, 30200), j’ai réuni des informations inédites sur des personnalités, soit oubliées car la mémoire n’est pas maintenue, soit passées sous silence pour des raisons futiles car claniques: Alexandre Servier, Auguste Cotton, Joseph Mourret, Jean-Baptiste Charavel, Auguste Gilles, Henri Lombard. Il vous suffira de cliquer sur chacun de ces noms pour soit les connaître, soit mieux les connaître.
Aucun espace publique communal n’en conserve le témoignage: c’est surprenant pour toute personne extérieure à ces clans politico-familiaux, plus soucieux de leur image que du passé ! Défendre le patrimoine, c’est aussi reconnaître les acteurs majeurs du passé: il ne devrait pas être nécessaire de le dire !
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Vous trouverez d’autres articles en consultant la bibliographie du site antoineschulehistoire.blogspot.com
Thèmes traités : Histoire médiévale et contemporaine; Histoire de la guerre et de la sécurité (de l’antiquité à nos jours); Géopolitique; Histoire de la vallée de la Cèze (Gard, France); Littérature; Poésie; Spiritualité (chrétienne et autres); Maurice Zundel.
Pays traités plus spécialement : Suisse, France, Allemagne, Europe.
Lien: https://antoineschulehistoire.blogspot.com/2024/04/bibliographie-du-blog-antone-schule.html
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