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Auteur(s)
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Jean-Michel HOORELBEKE : Ingénieur civil des mines (EMP) - Adjoint au directeur des projets de l'Andra
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Les déchets radioactifs de haute activité (HA) et de moyenne activité à vie longue (MAVL) de l'industrie électronucléaire française et des activités du Commissariat à l'énergie atomique sont entreposés sur les sites où ces déchets ont été produits ou regroupés (voir la classification des déchets présentée dans l'article [BN 3 660] ). Une partie se trouve sous forme conditionnée, constituant des « colis de déchets primaires ». D'autres déchets produits sont à conditionner.
Le stockage réversible en formation géologique profonde
La loi de programme no 2006-739 du 28 juin 2006 définit les modalités de la gestion durable de ces déchets, qui ne peuvent pas être stockés pour des raisons de sûreté ou de radioprotection en surface ou à faible profondeur : après entreposage, ils seront stockés en formation géologique profonde, selon le principe de réversibilité. La durée de la réversibilité ne pourra pas être inférieure à cent années. La mise en service d'un centre de stockage géologique profond réversible est prévue à l'horizon 2025. Les étapes conduisant à cette mise en service comprennent l'instruction d'une demande d'autorisation de création en 2015, présentée par l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra).
La loi stipule que seul un site ayant fait l'objet au préalable d'études au moyen d'un laboratoire souterrain pourra accueillir un tel stockage. L'Andra exploite un laboratoire de recherche souterrain sur la commune de Bure, à la limite entre les départements de la Meuse et de la Haute-Marne. Ce laboratoire permet de caractériser une zone géologique qui s'étend sur 250 km2. Les recherches menées depuis 1992 ont abouti, en 2005, à la remise d'un dossier concluant à la faisabilité de principe du stockage dans une couche argileuse (Callovo-Oxfordien) dans cette zone Conteneurs pour le stockage des déchets HA et MAVL[1]. C'est donc en son sein que l'implantation des installations souterraines d'un centre de stockage est étudiée.
La conception de conteneurs de stockage des déchets HA et MAVL
Le dossier remis par l'Andra en 2005 montre que les colis primaires produits à ce stade par les exploitants nucléaires (voir l'article [BN 3 668] ) ne peuvent généralement pas être mis en stockage en l'état. Pour répondre aux fonctionnalités du stockage, l'Andra a ainsi défini, de façon préliminaire, des « conteneurs de stockage » à l'intérieur desquels les colis primaires seront placés en vue d'être stockés, formant des « colis de stockage ». Si besoin, ces colis de stockage peuvent faire l'objet d'une phase d'entreposage avant leur stockage. Ensuite, ils pourraient encore être entreposés s'il était décidé de les retirer du stockage, en application du principe de réversibilité.
Les fonctions, spécifications, matériaux et dimensions des conteneurs de stockage sont spécifiques à chacune des deux catégories de déchets HA et MAVL, compte tenu de leurs différences de volumes et de contenus radio-logiques.
Les études de faisabilité se sont attachées à :
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identifier les fonctions et performances attendues des conteneurs de stockage, en lien avec les autres composantes d'un centre de stockage ;
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rechercher des matériaux susceptibles de répondre à ces besoins, en tenant compte d'études similaires menées dans d'autres pays ;
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élaborer des premiers dimensionnements ;
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vérifier la faisabilité de la fabrication de tels objets et leur aptitude à répondre aux principaux besoins.
Pour interdire l'arrivée d'eau sur les déchets HA vitrifiés pendant la période thermique, chaque colis primaire est placé dans un conteneur de stockage étanche durant cette période pluriséculaire. Ce « surconteneur » peut être constitué d'acier non allié, dimensionné de manière conservative vis-à-vis de la corrosion.
Pour les déchets MAVL, l'analyse des conditions d'exploitation du stockage conduit à regrouper des colis primaires dans un conteneur de stockage en béton parallélépipédique.
Les spécifications et la définition des conteneurs évoluent et se précisent progressivement avec la poursuite des études de conception et de sûreté du stockage. En 2015, la demande d'autorisation de création du centre de stockage décrit les installations projetées et en précise le domaine de fonctionnement au regard des objectifs de sûreté nucléaire Conteneurs pour le stockage des déchets HA et MAVL[2]. Des projets de spécifications d'acceptation des colis de déchets l'accompagnent.
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Définition technique des conteneurs1. Fonctions à satisfaire, contraintes
1.1 Principes généraux
L'objectif du stockage géologique est d'assurer la protection de l'homme et de l'environnement vis-à-vis des risques induits par les déchets, à terme de manière passive sur une très grande durée. Cela s'obtient par un ensemble de fonctions de sûreté, fondées sur des caractéristiques intrinsèques de la couche argileuse d'accueil, des déchets et des composants ouvragés du centre de stockage, sans intervention de l'homme. Les conteneurs de stockage, comme les autres composants, y contribuent. Auparavant, durant l'exploitation du stockage, ces conteneurs sont fortement interfacés avec les systèmes de transfert jusqu'à l'emplacement de stockage, et participent aussi aux fonctions de sûreté en exploitation.
Le milieu souterrain permet d'isoler durablement les déchets de l'homme et de son environnement. Néanmoins, ce milieu est saturé en eau, conduisant in fine à mettre les déchets en présence d'eau. La faible perméabilité de la couche argileuse étudiée s'oppose au renouvellement de cette eau : l'eau y parcourt quelques centimètres environ par 100 000 ans, et le lent transport des solutés s'effectue majoritairement par diffusion. La conception du stockage doit limiter les perturbations que celui-ci induira sur les caractéristiques favorables de la couche d'accueil : perturbations mécaniques dues aux déformations induites dans la roche par les excavations souterraines, perturbations thermiques dues à la chaleur dégagée par les déchets HA, etc. Pour limiter les perturbations thermiques, les déchets HA ne seront stockés qu'après une phase d'entreposage de décroissance d'au moins soixante années.
HAUT DE PAGE1.2 Déchets HA
Lors du traitement des combustibles usés, les actinides mineurs et produits de fission sont séparés et incorporés dans du verre, lui-même coulé dans un conteneur primaire en acier inoxydable réfractaire (figure 1) [3]Entreposage des déchets et des combustibles usés ...
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - GUILLAUMONT (R.) - Déchets radioactifs - . [BN 3 660], Génie nucléaire (2001).
-
(2) - LEBON (P.), LANDAIS (P.) - Étude du stockage souterrain des déchets en formation géologique profonde - . [BN 3 672] , Génie nucléaire (2009).
-
(3) - DEVEZEAUX (J.-G.) - Entreposage des déchets et des combustibles usés - . [BN 3 668], Génie nucléaire (2010).
Évaluation de la faisabilité du stockage géologique en formation argileuse. - Dossier 2005 Argile (Synthèse), Andra, 241 p. (2005).
Guide de sûreté relatif au stockage définitif des déchets radioactifs en formation géologique profonde. - Autorité de sûreté nucléaire, 32 p. (2008).
Référentiel de connaissances et modèle d'inventaire des colis de déchets à haute activité et à vie longue. - Rapport no C.RP.AHVL.04.0006, Andra (2005).
Tome Architecture et gestion du stockage géologique. - Dossier Argile, Andra, 503 p. (2005).
Référentiel de comportement des colis de déchets à haute activité et à vie longue. - Rapport no C.RP.ASCM.04.0017, Andra (2005).
Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW disposal in Japan. Second progress report on research and development for the geological disposal for HLW in Japan. - Report H12, JNC, Japon (2000).
Project Opalinus Clay – Safety Report – Demonstration of disposal feasibility for spent fuel, vitrified high-level waste and long-lived intermediate-level waste (Entsorgungsnachweis). - Technical report NTB 02-05, Nagra, Suisse (2002).
Status report, canister fabrication. - Technical Report TR-04-23, SKB, Suède (2004).
Référentiel des matériaux d'un stockage de déchets à haute activité et à vie longue. - Rapport no C.RP.ASCM.04.0015, Andra (2005).
FERON (D.) - CRUSSET (D.) - GRAS (J.-M.) - Corrosion issues in nuclear waste disposal. - J. of Nuclear Materials, 379, p. 16-23 (2008).
BELNET (F.) - GRAS (J.-M.) -...
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