La Compagnie générale des matières nucléaires est autorisée à créer, dans l'établissement qu'elle exploite sur le site de La Hague (département de la Manche), une usine de traitement de combustibles nucléaires irradiés dénommée "UP 3-A". Cette installation sera réalisée et exploitée dans les conditions définies par la demande du 16 octobre 1978 modifiée par la demande du 20 septembre 1999 et les dossiers joints à ces demandes, sous réserve des dispositions du présent décret.
Cette installation est destinée, en liaison avec les autres installations du site :
a) A la réception, à l'entreposage et au traitement de combustibles irradiés, puis au conditionnement et à l'expédition de substances radioactives issues du traitement de ces combustibles, en observant les grandes phases suivantes :
- réception et entreposage d'emballages de transport contenant des éléments combustibles à base d'uranium métal, d'oxyde d'uranium, d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium ;
- déchargement des emballages et entreposage des éléments combustibles ; l'entreposage d'éléments combustibles n'est autorisé qu'en vue de leur traitement ;
- transformation des substances radioactives contenues dans ces éléments combustibles par cisaillage, dissolution et traitement par séparation chimique, purification et concentration ;
- production, conditionnement, entreposage puis, en vue notamment de leur recyclage, expédition d'oxyde de plutonium et de nitrate d'uranyle ou d'un autre composé chimique stable de l'uranium ou de mélanges d'oxyde d'uranium et de plutonium ;
- conditionnement, entreposage et expédition de déchets générés par ces opérations ;
b) A la réception et au transfert dans des emballages appropriées d'assemblages combustibles neufs en vue de leur expédition ;
c) A la réception, à l'entreposage, au traitement, au conditionnement et à l'expédition de matières nucléaires et substances radioactives (assemblages combustibles non irradiés, effluents, rebuts, déchets) provenant d'installations du site et hors site et susceptibles d'un traitement dans tout ou partie des procédés de l'installation. La réception de matières nucléaires et substances radioactives n'est autorisée qu'en vue de leur traitement.
La quantité annuelle traitée par séparation chimique dans l'installation est limitée à 1 000 tonnes d'uranium et de plutonium contenus dans les éléments combustibles avant leur irradiation et dans les matières nucléaires et substances radioactives avant leur traitement.
La quantité annuelle traitée dans l'installation ajoutée à la quantité annuelle traitée dans l'installation nucléaire de base UP 2-800 sera inférieure à 1 700 tonnes.
Les caractéristiques des éléments combustibles pouvant être traités lors des campagnes seront bornées par les valeurs suivantes :
- combustible à base d'oxyde d'uranium naturel enrichi pour réacteur à eau légère : une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 75 000 mégawatts.jours par tonne ; une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 5 % en masse ;
- combustible à base d'oxyde d'uranium de retraitement enrichi pour réacteur à eau légère : une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 75 000 mégawatts.jours par tonne ; une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 4,9 % en masse ;
- combustible à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium pour réacteur à eau légère : une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 65 000 mégawatts.jours par tonne ; une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 1,2 % en masse ; une teneur moyenne en plutonium et américium de l'assemblage avant irradiation au plus égale à 11 % en masse ; une teneur moyenne en plutonium et américium des crayons de combustible avant irradiation au plus égale à 12,5 % en masse ;
- combustible à base d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium pour réacteur à neutrons rapides : une combustion massique moyenne de l'assemblage au plus égale à 120 000 mégawatts.jours par tonne et une teneur moyenne de plutonium de l'assemblage avant irradiation au plus égale à 35 % en masse ;
- combustible pour réacteurs de recherche : une teneur moyenne de l'uranium en isotope 235 avant irradiation au plus égale à 95 % en masse.
Ces combustibles ne pourront être reçus et entreposés que s'ils ont été retirés du réacteur nucléaire depuis au moins 6 mois, et traités dans l'installation que s'ils ont été retirés du réacteur nucléaire depuis au moins un an.