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Observations relatives à l'installation de stockage de déchets radioactifs solides de période courte ou moyenne, et de faible ou moyenne activité massique, dénommée centre de la Manche (INB 66) 1. En vue de vérifier par échantillonnage
la conformité du contenu des colis de déchets avec les renseignements
fournis par leur producteur, l'exploitant mettra en application, dans un
délai d'un an, un système de contrôle de la qualité
des déchets pris en charge. Le chef du service central de sûreté
des installations nucléaires sera tenu annuellement informé
des résultats de ces contrôles.
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6. L'exploitant établira un inventaire
détaillé des quantités de radioéléments
déjà stockées au centre de la Manche précisant
leur répartition par type d'ouvrage et par type de colis de déchets.
Cet inventaire sera vérifié chaque fois que possible par
des mesures sur échantillons réels et fera en particulier
apparaître les colis de déchets contenant des radioéléments
émetteurs a qui ne respectent
pas les prescriptions techniques contenues dans les présentes annexes
en précisant l'emplacement des colis les plus actifs et examinera
les moyens à mettre en œuvre pour une reprise éventuelle
de ces déchets ainsi que le bilan d'une telle opération sur
le plan de la sûreté et de la radioprotection. Les résultats
de cette étude seront communiqués au service central de sûreté
des installations nucléaires dans un délai de deux ans.
7. L'exploitant mettra en place dès que possible et au plus tard dans un délai d'un an les moyens nécessaires à l'évaluation d'éventuels relargages de tritium. Prescriptions techniques relatives à l'installation de stockage de déchets radioactifs solides de période courte ou moyenne et de faible ou moyenne activité massique dénommée centre de la Manche (lNB 66) I. PRESCRIPTIONS GÉNÉRALES
p.3
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| I.2. L'exploitant qui peut confier
certaines tâches d'exploitation courante à une société
sous-traitante prendra les dispositions nécessaires pour que soit
fournie, en tant que de besoin, à ce sous-traitant, l'assistance
technique appropriée pour les opérations d'exploitation qui
lui sont confiées, notamment en matière d'incendie, de radioprotection,
d'intervention en cas d'accident, de traitement des effluents et de surveillance
du site et de son impact sur l'environnement. Les obligations et devoirs
de cette société feront l'objet d'un cahier des charges dont
copie sera transmise au service central de sûreté des installations
nucléaires suivant les modalités définies dans le
paragraphe 1.3. ci-dessous. De même la liste des prestataires en
matière d'assistance technique sera fournie au service central de
sûreté des installations nucléaires et les protocoles
correspondants seront tenus à la disposition des inspecteurs des
installations nucléaires de base.
I.3. L'ensemble des ouvrages et équipements du centre de la Manche sera maintenu en conformité avec le rapport de sûreté de cette installation et exploité conformément aux règles générales d'exploitation. Le service central de sûreté des installations nucléaires sera avisé de toute modification entraînant une mise à jour de ces documents. Ces mises à jour seront adressées en trois exemplaires au service central de sûreté des installations nucléaires (un exemplaire à l'adresse: 99, rue de Grenelle 75700 Paris Cedex, et 2 exemplaires à l'adresse: centre d'études nucléaires, B.P. n°6, 92260 Fontenay-aux-Roses). Une copie sera adressée à la direction régionale de l'industrie et de la recherche de la région Basse-Normandie, 25-27 rue Saint Ouen, 14039 Caen Cedex et une copie sera adressée au département d'analyse de sûreté, centre d'études nucléaires, B.P. n°6, 92260 Fontenay-aux-Roses. L'exploitant transmettra les mises à jour des exemplaires du rapport de sûreté détenus par les membres du groupe permanent compétent dans les conditions définies par la lettre SIN n°28/83 du 4 janvier 1983. Les modifications nécessitant une réévaluation de la sûreté de l'installation ne pourront être rendues effectives qu'après accord du chef du service central de sûreté des installations nucléaires ou, le cas échéant, publication d'un décret en application de l'article 6 du décret du 11 décembre 1963 modifié. I.4. Les prescriptions techniques ci-après précisent, sans préjudice du respect des réglementations en vigueur et notamment de la réglementation relative à la protection des travailleurs dans les installations nucléaires de base, les conditions d'exploitation de l'ensemble des ouvrages et équipements de l'installation qui ne peuvent être modifiées, même provisoirement, sans l'accord du chef de service central de sûreté des installations nucléaires. Il appartient à l'exploitant d'apprécier si d'autres modifications éventuelles des conditions d'exploitation nécessitent un accord du chef du service central de sûreté des installations nucléaires. I.5. Sans préjudice de l'application des réglements en vigueur, les accidents ou incidents seront déclarés au service central de sûreté des installations nucléaires selon les conditions définies dans la lettre SIN n°420/83 du 25 janvier 1983. (suite)
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suite:
En outre, sera fourni au service central de sûreté des installations nucléaires, un compte rendu semestriel d'activité du centre de la Manche signalant en particulier les incidents mineurs n'ayant pas fait l'objet d'une déclaration immédiate et rappelant les faits marquants de l'exploitation. Ce document reprendra également les bilans d'exposition des personnels, les résultats de la surveillance du site et de l'environnement, notamment le niveau et les résultats d'analyse de l'eau de la nappe phréatique et des systèmes de collecte ainsi que les quantités et la radioactivité des effluents résultant de l'exploitation et des déchets radioactifs reçus ou en stock. Figureront également dans ce compte rendu les prévisions de réalisation et de remplissage d'ouvrages dans le semestre à venir. Une analyse des résultats et des bilans présentés dans ces comptes rendus sera effectuée à la fin de chaque année. I.6. L'exploitant appliquera les dispositions prévues par l'arrêté du 10 août 1984 (J.O. du 22 septembre 1984) relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base et par la circulaire du 10 août 1984 relative à l'application de cette réglementation. En particulier l'exploitant exercera un contrôle permanent du respect du cahier des charges par la société sous-traitante. I.7. L'exploitant établira une liste des différents dispositifs participant à la sûreté de l'installation et dont le bon fonctionnement doit être contrôlé suivant une périodicité précisée par consigne, ainsi qu'après toute intervention sur ces dispositifs. En particulier le bon fonctionnement des dispositifs de détection d'incendie et de détection des rayonnements, de signalisation et d'alarme ainsi que des dispositifs pour lesquels s'applique une réglementation technique fera l'objet de contrôles appropriés. I.8. L'installation sera exploitée de telle sorte que soit respecté en conditions normales l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre la dissémination de substances radioactives. I.9. L'installation sera exploitée de telle sorte que, compte tenu des règles générales d'exploitation prévues, les équivalents de dose reçus par le personnel restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible. A l'intérieur de l'installation les zones contrôlées seront limitées conformément aux prescriptions du décret n°75.306 du 28 avril 1975. I.10. Toutes les alarmes sonores ou visuelles importantes pour la sûreté seront transmises soit sous forme centralisée, soit sous forme détaillée dans un local où une permanence sera assurée. Dans le cas d'une transmission centralisée, des informations détaillées permettant de localiser l'événement détecté et d'agir efficacement seront disposées dans des lieux connus du personnel d'intervention et situés en dehors des locaux surveillés. Chaque report d'information ne concernera qu'un seul type d'alarme. I.11. Les interventions susceptibles d'affecter la sûreté des installations, notamment les opérations de démantèlement ou de reprise d'ouvrages, se feront selon des procédures écrites, contrôlées et approuvées par les personnes responsables. Ces procédures assureront la prévention des différents risques. Le déroulement et les résultats de ces interventions seront consignés par écrit. I.12. Les documents relatifs aux contrôles et à l'entretien liés à la sûreté de l'installation seront archivés et tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base. I.13. Les effluents radioactifs liquides produits dans l'installation seront transférés dans la station de traitement des effluents de l'établissement de La Hague. p.4
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| II. PRESCRIPTIONS PARTICULIERES
II.1. Description des déchets et contrôle de leurs caractéristiques II.1.1. L'exploitant fixera les conditions particulières auxquelles doivent satisfaire les déchets pour permettre leur stockage dans l'installation tout en respectant les prescriptions techniques figurant dans les présentes annexes. Ces conditions seront communiquées au chef du service central de sûreté des installations nucléaires. II.1.2. Ne pourront être admis dans l'installation que les déchets accompagnés d'une fiche de renseignements conforme à celle qui aura été prévue par l'exploitant de cette installation et dûment renseignée. Le producteur attestera la nature des déchets, leur forme physico-chimique, leur teneur massique en radioéléments et la conformité du colis au type agréé. L'exploitant veillera à ce que les renseignements figurant dans cette fiche décrivent correctement les déchets visés par la fiche et permettent notamment de vérifier que les caractéristiques et le conditionnement des déchets respectent les présentes prescriptions et les conditions particulières fixées par l'exploitant lors de l'agrément des types de colis auxquels ils correspondent. L'exploitant transmettra au service central de sûreté des installations nucléaires les spécifications, les procédures d'agrément et le catalogue dcs colis de déchets agréés ainsi que leurs mises à jour. II.1.3. Un système sera mis en place pour permettre que soient définies les caractéristiques des différentes catégories de déchets, que les déchets produits correspondent à ces caractéristiques, que cette correspondance soit contrôlée dans toute la mesure du possible et que les erreurs éventuelles soient rectifiées. Ce système sera fondé en tant que de besoin sur des procédures écrites et archivées. En particulier, l'exploitant procèdera au contrôle des diverses étapes de la réalisation des colis de déchets par les producteurs. Il informera le chef du service central de sûreté des installations nucléaires des principaux écarts ou insuffisances rencontrés dans les descriptions des déchets reçus et il lui rendra compte des dispositions qu'il prendra à cet égard. II.2. Dispositions de radioprotection
(suite)
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suite:
II.3. Stockage des déchets II.3.1. Nature des déchets. Déchets particuliers II.3.1.1. Ne pourront être admis dans l'installation que les déchets solides ou rendus tels dont la nuisance potentielle principale a pour origine la radioactivité. II.3.1.2. Ne seront admis dans le stockage que les déchets radioactifs dits à période courte ou moyenne et de faible ou moyenne activité massique - c'est-à-dire les déchets dont l'activité résulte principalement de la présence de radioéléments émetteurs b ou g à période courte ou moyenne (inférieure à 30 ans ou de l'ordre de 30 ans) et dont la teneur en radioéléments à période longue (supérieure à environ 30 ans) est très faible - qui respectent la prescription II.3.3.2. ci-après. II.3.1.3. Les déchets ne devront contenir aucun liquide organique. II.3.1.4. Les déchets ne devront pas contenir de liquide aqueux libre. Pour les déchets humides, la quantité de liquide aqueux susceptible d'être relâchéc sous une pression de 0,35 MPa pouvant être contenue dans ces déchets devra être aussi faible que possible, en tout état de cause inférieure à 4% en masse. Ce liquide ne devra pas être agressif vis-à-vis des autres colis de déchets et des matériaux constitutifs de l'ouvrage de stockage. Le rapport des activités massiques, hors tritium, de ce liquide à celles du colis correspondant ne devra pas dépasser 10-2 et 10-4 respectivement pour les radioéléments émetteurs b, g et les radioéléments émetteurs g. II.3.1.5. Les déchets radioactifs susceptibles de contenir des toxiques biologiques ne pourront pas être admis dans l'installation. II.3.1.6. Les déchets radioactifs susceptibles de contenir, de par leur origine, des quantités de substances pouvant conduire à une toxicité physico-chimique feront l'objet d'examens particuliers avant toute prise en charge par l'exploitant qui sera soumise à l'accord préalable du chef du service central de sûreté des installations nucléaires. II.3.1. 7. Ne pourront être admis dans l'installation que des déchets non susceptibles de donner lieu spontanément, dans les conditions du stockage, à des réactions chimiques exothermiques entre les constituants des déchets ou entre ces constituants et d'autres substances au contact desquelles ils pourraient se trouver. Toutefois l'exploitant pourra donner un accord écrit, établi, cas par cas, après étude particulière de la sûreté du stockage correspondant, en vue d'admettre dans l'installation des déchets qui ne respecteraient pas les conditions de l'alinéa précédent, sous réserve que ces déchets ne contiennent ni sodium métallique, ni alliages de sodium. Le service central de sûreté des installations nucléaires sera tenu informé du résultat de cette étude. p.5
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| II.3.2. Conditionnement des déchets
II.3.2.1. Les déchets devront être conditionnés de façon à garantir pendant toute la durée de surveillance la stabilité des ouvrages de stockage et à réduire à l'extrême les possibilités de dispersion et de migration des éléments radioactifs. II.3.2.2. En règle générale, les déchets devront être enrobés, c'est-à-dire incorporés et immobilisés dans une matrice de façon à obtenir un matériau solide, homogène, non dispersable, remplissant aussi complètement que possible le volume de l'enveloppe dans laquelle il est contenu et assurant le confinement des éléments radioactifs pendant une durée suffisante. (? souligné par le wbm...) A défaut d'un enrobage, les déchets hétérogènes seront immobilisés par un liant de façon à obtenir un matériau solide, non dispersable remplissant aussi complètement que possible le volume de l'enveloppe dans laquelle il est contenu. Dans ce cas le confinement des radioéléments sera assuré par l'enveloppe et, le cas échéant, à l'aide d'un surenrobage ou d'une enveloppe complémentaire. II.3.2.3. Pourront ne pas être enrobés: a) les déchets radifères sous forme insoluble b) les déchets dont l'activité massique totale des radioéléments émetteurs b, g de période inférieure à 30 ans environ est inférieure à 37 MBq/kg (1 Ci/t), les activités massiques partielles en radioéléments émetteurs b, g devant par ailleurs respecter les conditions décrites en II.3.3.2. a) et b) (matière radioactive non enrobée) ci-dessous. c) les déchets dont l'activité massique totale a est inférieure à 0,19 MBq/kg (0,005 Ci/t), les activités massiques partielles en radioéléments émetteurs a devant par ailleurs respecter les conditions décrites en II.3.3.2. (matière radioactive non enrobée) ci-dessous. d) certains déchets qui feront l'objet d'une procédure d'agrément particulière dont le chef du service central de sûreté des installations nucléaires sera tenu informé préalablement à leur réception par l'exploitant. II.3.2.4. La capacité de confinement des radioéléments des colis de déchets sera telle que, dans les conditions de stockage, les fractions annuelles d'activité relâchée par lixiviation de ces colis ne dépassent pas les valeurs prises pour l'évaluation des conséquences radiologiques pour l'homme du transfert des radioéléments par l'eau indiquées dans le document ANDRA n° 320 CR 84-106 d'octobre 1984. II.3.3. Valeurs limites maximales de l'activité massique des
colis
a) Cas des radioéléments
émetteurs
b,
g
de période inférieure à 30 ans environ.
(suite)
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suite:
Si les colis contiennent d'autres radioéléments
émetteurs b,
g
de période inférieure à 30 ans environ, leur activité
massique partielle ne doit pas dépasser, pour chacun de ces radioéléments,
les limites maximales admissibles de l'activité calculées
au moyen des formules figurant dans le tableau 1 du document ANDRA n°320
CR 84-104 d'octobre 1984.
b) Cas des radioéléments
émetteurs
b,
g
de période supérieure à 30 ans environ.
p.6
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| Les périodes fixées,
pour les radioéléments émetteurs b,
g
de période inférieure à 30 ans environ, dans le paragraphe
II.3.3.2.a.) ci-dessus entraînent ipso facto une limitation
des activités massiques des radioéléments émetteurs
b,
g
de période supérieure à 30 ans environ. Ces limites
dérivées étant acceptables eu égard aux conséquences
radiologiques du centre de stockage, les colis de déchets qui les
respecteront pourront être acceptés pour le stockage.
Les colis de déchets susceptibles, de par leur origine différente, notamment ceux produits au cours d'opérations de démantèlement de centrales nucléaires, de contenir des quantités notables de radioéléments émetteurs b, g de période supérieure à 30 ans environ, devront faire l'objet d'un agrément spécifique de la part de l'ANDRA, qui s'appuiera sur une étude de sûreté particulière. Cette étude sera transmise au service central de sûreté des installations nucléaires. c) Cas des radioéléments
émetteurs
a
II.3.4. Quantités de radioéléments admissibles
dans le centre de stockage
(suite)
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suite:
Pour les radioéléments ne figurant pas dans le tableau II ci-après les quantités maximales admissibles de l'activité seront calculées par la formule figurant dans le document ANDRA n°320 CR 84-104 d'octobre 1984 précité. Quantités maximales de radioéléments susceptibles d'être stockés au centre de la Manche en térabecquerel (Ci)
(*) Hormis les quantités qui pourraient être prises en charge à la suite d'un accord spécifique du chef du service central de sûreté des installations nucléaires sur la base d'une étude particulière telle que définie plus haut à l'alinéa II.3.3.3. II.3.4.2. L'exploitant suivra l'activité
cumulée de chaque radioélément contenu dans les déchets
stockés dans l'installation.
p.7
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| II.3.5. Ouvrages de stockage
II.3.5.1. Conception et réalisation des ouvrages Les ouvrages de stockage courants seront constitués soit par des tumulus (empilements de colis dont les interstices sont comblés par un matériau de remplissage), soit par des monolithes (structures bétonnées monolithiques). Ils seront réalisés sur des aires aménagées constituées par des dalles en béton dans lesquelles seront ménagés des caniveaux périphériques délimitant les ouvrages ou groupes d'ouvrages et permettant ultérieurement de collecter et contrôler les éventuelles eaux d'infiltration. Les matériaux utilisés pour la construction et le revêtement des ouvrages de stockage devront être compatibles avec les déchets et les roches adjacents. Ils ne devront pas contenir de matières pouvant présenter une valeur économique. Le faîte des ouvrages futurs ne devra pas excéder d'une manière notable celui des ouvrages existants compte tenu de la pente du terrain. 11.3.5.2. Choix du type de stockage
II.3.5.3. Protection des ouvrages contre l'eau et les autres agents
extérieurs
(suite)
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suite:
c) Les éventuelles eaux d'infiltration seront recueillies et évacuées dans un bassin étanche par un réseau de drains spécifiques. d) Les eaux de ruissellement seront collectées par un réseau de caniveaux aisé à vérifier et à entretenir. e) L'écoulement des eaux dans les réseaux de drains et de caniveaux se fera par gravité suivant la pente générale du relief. f) La couverture et les réseaux de collecte des eaux de ruissellement et des eaux d'infiltration éventuelles feront l'objet d'une surveillance et d'un entretien régulier. II.3.5.4. Stabilité des ouvrages
II.3.5.5. Prévention du risque de criticité des stockages
en tumulus ou en monolithes
II.4. Installations annexes du stockage des déchets
II.4.2. Prescriptions relatives au risque de contamination atmosphérique
dans l'installation de compactage
p.8
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| II.4.2.2. L'air de la ventilation
de cette cellule traversera un ensemble filtrant à haute efficacité
et son activité sera contrôlée avant rejet. Un contrôle
in situ de l'efficacité de ces filtres sera effectué périodiquement.
II.4.2.3. En cas d'arrêt de la ventilation dans la cellule de la presse les opérations de compactage seront suspendues. II.4.2.4. La radioactivité atmosphérique aux postes de travail sera contrôlée en permanence. La radioactivité surfacique sera contrôlée régulièrement. II.5. Entreposage des déchets (stockage provisoire)
II.5.2. Conditionnement des déchets entreposés en vue
de leur stockage définitif dans l'installation
II.5.3. Prévention du risque de criticité dans les
ouvrages d'entreposage
(suite)
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suite:
II.5.3.2. Entreposage en puits bétonnés Un puits sur deux seulement de chaque rangée longitudinale ou transversale de puits bétonnés pourra recevoir les déchets contenant de la matière fissile. Les puits affectés à l'entreposage des déchets contenant de la matière fissile feront l'objet d'un repérage particulier. Chaque puits contiendra au plus dix colis dans les conditions ci-après: a) Dans les colis de hauteur supérieure ou égale à 0,62 m, la masse de matière fissile sera inférieure ou égale à: - 0,5 kg d'uranium 235 s'il s'agit de combustible visé à l'alinéa II.5.3.1. a) et comportant avant irradiation de l'uranium dont l'enrichissement en isotope 235 est compris entre 1 et 10%, - 0,35 kg d'uranium 235 s'il s'agit de combustible visé à l'alinéa 11.5.3.1. a) et comportant avant irradiation de l'uranium dont l'enrichissement en isotope 235 est supérieur à 10%. - 0,175 kg de plutonium et d'uranium 235 s'il s'agit de combustible visé aux alinéas 11.5.3.1. b) et 11.5.3.1. c). b) Dans les colis de hauteur inférieure à 0,62 m, la masse de matière fissile sera telle que la concentration moyenne en matière fissile soit inférieure à 5,5 kg/m3 s'il s'agit de combustible visé à l'alinéa a) du paragraphe 11.5.3.1. ou à 2,75 kg/m3 s'il s'agit de combustible visé aux alinéas b) ou c) de ce même paragraphe. II.5.3.3. Entreposage en fosses bétonnées
II.6. Archivage des informations
p.9
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| II.6.2. L'exploitant établira
des procédures d'archivage qui comporteront notamment:
a) la description des emplacements d'archivage, b) la description du système de classement utilisé, c) les méthodes de vérification du contenu et de l'état des informations à archiver, d) les règles d'accès aux documents archivés et les conditions de leur sortie temporaire, e) les règles utilisées pour, le cas échéant, compléter ou supprimer les informations archivées. II.7. Surveillance du site et de son impact sur l'environnement,
pendant la phase d'exploitation
Septembre 1987 NOTE D'INFORMATION 1 - Rejets chimiques de l'établissement Cogéma
(suite)
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suite:
En application du décret de 1974, l'arrêté interministériel du 22 octobre 1980, autorisant le rejet d'effluents radioactifs liquides et gazeux de la Cogéma, prescrit que «tous les effluents liquides radioactifs, débarrassés de solvants organiques, doivent avoir été filtrés préalablement au rejet de façon à arrêter au moins les particules de diamètre supérieur à vingt-cinq microns». Cette disposition est manifestement inapplicable puisque la présence de traces de solvants organiques (tributylphosphate ou TBP) dissouts dans les effluents aqueux est inévitable. C'est pourquoi l'arrêté de 1980 doit être complété par des prescriptions plus précises. Dans ce but, une procédure administrative est actuellement en cours afin de déterminer les quantités de solvants organiques que l'usine de la Hague peut rejeter sans risque de pollution pour l'environnement. Le bilan des rejets actuels étant fait, le Préfet fera aux ministères concernés des propositions de réglementation qui sera l'objet d'un complément à l'arrêté de 1980 et, ensuite, de contrôles réguliers. 2 - Diffusion de l'information
3 - Révision du Plan Particulier d'Intervention (P.P.I.) de
la Hague
4 - Registre des cancers dans le département de la Manche
p.10
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| 5. Un représentant du Comité
Régional d'Information et de Lutte anti-nucléaire (C.R.I.L.A.N.)
ayant demandé un complément d'information concernant l'augmentation
de la radioactivité aux abords du site de stockage des déchets
de l'ANDRA, les précisions suivantes ont été apportées:
La cartographie des débits de dose enregistrés autour du site le 16 juin 1987 par le Service de Protection Radiologique de l'ANDRA montre que les débits maximums (0,30 millirad/heure) se trouvent à proximité du tumulus T 21. Cette valeur est égale à 15 fois le bruit de fond (0,02 mrad/h) et à 5 fois la dose horaire limite pour la population (0,057 mrad/h)*. (voir définition des unités en annexe ci contre). L'appareil utilisé pour ces mesures est une chambre d'ionisation (Babyline) qui intègre l'énergie des différents radioéléments et qui donne directement le résultat en débit de dose absorbée. Le risque éventuel pour la santé peut être évalué par comparaison avec la limite de dose annuelle fixée par la réglementation pour la population, soit 500 millirads de rayonnement g par an*. Il faudrait qu'une personne demeure 1.667 heures (sur 8.760 heures que compte une année) pour que la limite de dose annuelle soit atteinte. L'évaluation du risque est minimale car la radioactivité naturelle est comprise dans cette limite de 500 mrad*. On ne connaît pas la date à laquelle ce débit de dose de 0,3 mrad/h a commencé. Il viendrait de certaines coques (containers de béton armé contenant des fûts compactés coulés dans du béton fluide) de déchets placées en façade du tumulus et dont l'activité est supérieure à la moyenne (tout en restant inférieure à la norme de 0,01 curie d'activité a par tonne). Ces coques ont été transférées à l'intérieur du tumulus; le débit de dose qui en résulte est donc amoindri par les autres colis placés devant. D'autre part, tant que le tumulus n'est pas recouvert de sa couverture provisoire (3 m de terre) ou de sa couverture définitive (3 m de terre plus 2 m d'argile), un certain débit de dose sera enregistré à proximité. Il faut environ 6 mois pour achever l'empilement des coques constituant le contenu d'un tumulus. En attendant, outre le transfert des colis décrit plus haut, un talutage de terre compactée est réalisé sur les façades Est des structures T 21 et T 24. Ces dispositions, effectives à la fin du mois d'août 1987, devraient permettre d'enregistrer une diminution du débit de dose aux abords du site. Le contrôle du 27 août 1987 montre que le débit de dose maximum mesuré aux clôtures est de 0,11 mrad/h (à proximité du tumulus T 21), soit 3 fois moins que le 16 juin mais encore 2 fois plus que la dose horaire limite autorisée*. La limite de dose annuelle pour la population serait alors atteinte pour une personne restant 4.545 heures à cet endroit*. Devant ce dépassement des normes de sécurité en matière de radioprotection, il est nécessaire d'en connaître la cause profonde afin d'être en mesure d'en empêcher le renouvellement et d'assurer le respect de la réglementation. * NDLR: signalons que si l'on applique les recommandations de 1985 de la Commission Internationale de Protection Radiologique (réunion de Paris), la limite principale à respecter pour le public est de 100 mrem par an, 500 mrem étant une limite subsidiaire. Dans ce cas la dose horaire limite serait à diviser par 5. Bien sûr personne en France n'en tient compte et la Directive Euratom est toujours à 500 mrem par an, voir la prochaine Gazette. (suite)
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suite:
1. Rappel concernant les unités employées (les unités légales sont en gras) · L'activité: quantité
mesurable représentant le nombre de désintégrations
par seconde des corps radioactifs.
TABLE DE CONVERSION
p.11
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UTILISÉS DANS LE PRÉSENT RAPPORT
2. Résultats des mesures faites par le S.C.P.R.I.
Commentaires des tableaux de l'annexe 1 A. POUSSIERES ATMOSPHERIQUES (air au niveau du sol)
B. EAUX DE PLUIE (La Hague)
C. EAUX DE SURFACE
(suite)
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suite:
La majeure partie de la radioactivité de ce ruisseau étant due à l'ANDRA et le Césium étant un émetteur b et g, est-il possible que l'augmentation d'activité b et g du ruisseau et l'augmentation des débits de dose (g) autour du Centre de stockage (annexe 3) aient une seule et même cause une contamination externe par le Césium 137 sur le site de l'ANDRA? En ce qui concerne le Tritium, son activité suit l'activité b totale, avec un minimum également en février 1987 (14.000 Bq/l)*. Le chiffre du mois d'avril (6.800 Bq/l) est 30 fois supérieur à la concentration d'activité la plus faible enregistrée sur 9 mois (220 Bq/l en mai et juin 1987). NDLR:
b) Ruisseau des Moulinets
D. EAUX DE MER
E. LAITS DE VACHE
F. POISSONS
La présence de Strontium dans l'environnement
a pour origine:
* Si cette eau devait être bue, il faudrait en absorber: 111.000 x 800 / 14.000) x 365 = 17 litres par jour pendant 1 an pour atteindre la limite annuelle d'incorporation en Tritium. p.12
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| DIVERS
L'activité mesurée dans l'atmosphère des locaux pollués (< 2,7.10-2 Bq/m3) consécutivement à l'incident de ventilation de SPF 3 en juin 1987 est 30 à 40 fois supérieure à celle enregistrée pendant le 2e trimestre 1987 à la station SCPRI de La Hague (6,0.10-4 Bq/m3). Il s'agit d'un comptage b fait par le SCPRI à partir d'un prélèvement effectué le 14 juin par le SPR de la Cogéma, soit le jour même de l'accident. SUPPLEMENT SEMESTRIEL AU BULLETIN DU SCPRI (annexe 2)
EVOLUTION DES DÉBITS DE DOSE RELEVÉS AUX CLÔTURES
DU SITE DE STOCkAGE DE LA MANCHE (annexe 3)
(suite)
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suite:
La vanne qui permet d'envoyer ces eaux à la Cogéma admet un débit maximum de 10 m3/h. Or, en période de pluies abondantes, le débit envoyé peut être de 20 m3/h et l'excédent ne peut alors qu'être rejeté au ruisseau St Hélène. Une vanne permettant un débit de 80 m3/h est en cours d'installation (juillet 1987). Le chiffre de 80 m3 a été retenu car il constitue un dimensionnement pour «l'orage décennal». Si l'on fait un rapprochement entre l'augmentation de la pollution par Césium 137 du Ste Hélène au 1er trimestre 1987 et l'augmentation des débits de dose (g) enregistrés autour du site de l'ANDRA, cela ne pourrait-il pas indiquer qu'il existe, non pas seulement une disposition malencontreuse des coques de plus forte activité, mais une contamination externe de celles-ci par du Césium? (Résumé du rapport Goguel présenté le 19-01-88 au CSSIN) En France, c'est l'Agence Nationale pour la
Gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA), organisme public créé
au sein du Commissariat à l'Energie Atomique (CEA) qui est chargée
du stockage des déchets radioactifs. L'ANDRA opère dans le
cadre d'un programme général de gestion, approuvé
par le Gouvernement en 1984, qui fixe les deux grandes options techniques
retenues dans notre pays: le stockage en surface pour les déchets
«à vie courte» et faiblement radioactifs et le stockage
en profondeur pour les autres. L'ANDRA dispose déjà d'un
centre de surface, le «centre de la Manche» en exploitation
depuis 1969 au Cap de la Hague. Il sera relayé en 1991 par un second
centre situé dans le département de l'Aube, déclaré
d'utilité publique en juillet dernier.
p.13
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| En parallèle aux études
et travaux de l'ANDRA, le Gouvernernent a voulu réunir les éléments
techniques destinés à lui permettre de porter un jugement
sur le site qui sera proposé pour l'implantation d'un laboratoire
souterrain. Aussi a-t-il demandé en avril 1985 au professeur Goguel,
géologue de renommée mondiale, de bien vouloir accepter la
présidence d'un groupe de travail scientifique, chargé de
définir des critères techniques - notamment géologiques
- de choix d'un site.
Ce groupe s'est réuni entre juillet 1985 et mai 1987. Malgré le décès du professeur Goguel peu avant l'achèvement des travaux, un rapport a été remis le 23 juin 1987 à Alain Madelin, ministre de l'industrie, des P & T et du tourisme. En voici le points essentiels: Les écoulements d'eau souterrains jouent un rôle fondamental dans la sûreté à long terme d'un stockage profond, car ils sont le seul vecteur possible de retour de la radioactivité vers la surface. Ils doivent donc être nuls ou très faibles dans les couches géologiques entourant le stockage. C'est le premier critère de choix, lié à l'hydrogéologie du site. Le second est lié à la stabilité géologique: il s'agit de prouver, à l'aide de l'histoire géologique du site, que les phénomènes tels que: glaciation, séisme, rejeux de failles, etc., susceptibles de se produire même à très long terme, sur le prochain million d'années, n'auront pas de graves conséquences sur la sûreté du stockage. Doivent par ailleurs entrer en ligne de compte pour le choix d'un site: - les propriétés mécaniques de la roche d'accueil, qui doivent être suffisantes pour assurer la sécurité minière du stockage pendant la mise en place des déchets dans les cavités, - les propriétés géochimiques, qui gouvernent la corrosion des déchets et des matériaux les entourant, et le transfert éventuel (rétention, piégeage, etc...) de la radioactivité vers la surface, - la profondeur: le groupe de travail recommande une profondeur de quelques centaines de mètres. Un minimum de 150 à 200 m est en effet nécessaire, d'une part pour protéger le stockage des activités humaines courantes (fondations, tunnels, etc.) et de l'érosion naturelle et d'autre part, pour atténuer les effets des séismes. Au-delà de 1.000 m, en revanche, la pression atteinte dans la roche peut poser problème. - la prévention des intrusions humaines: le choix du site doit éviter les zones renfermant des ressources de valeur (énergétiques, minérales, etc.), facteur de risque d'intrusion. Un périmètre de contrôle des travaux dans le sous-sol doit être défini, et l'intérêt de laisser en surface des marques visibles et durables, témoignages de la présence du stockage mérite d'être étudié. En analysant quelques scénarios types d'intrusion, le groupe de travail a par ailleurs constaté qu'en plus d'une faible probabilité, ceux-ci auraient des conséquences relativement mineures. De nombreuses réflexions sur les critères de choix de site ont déjà eu lieu dans divers pays. Toutefois, la contribution éminente du groupe de travail est d'avoir, à l'issue d'une démarche scientifique et systématique associant des géologues et des experts de sûreté nucléaire, rassemblé ces critères dans un même rapport, en les formulant d'une manière rigoureuse et approfondie. Il s'en dégage ainsi une méthode et un guide détaillés pour l'évaluation géologique de la qualité du site qui sera proposé pour l'implantation d'un laboratoire souterrain. D'ores et déjà, un ensemble de recommandati6ns importantes applicables aux travaux à mener depuis la surface, et plus tard au sein du laboratoire souterrain, a été formulé par le groupe de travail. (suite)
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suite:
I. Le stockage en profondeur des déchets radioactifs Les déchets radioactifs ne constituent qu'une très faible part de l'ensemble des déchets produits par notre civilisation: 1 kilo sur 5 tonnes, par habitant et par an. La quasi-totalité de la radioactivité de ce kilo est d'ailleurs concentrée dans un tout petit volume, de la taille d'une balle de ping-pong. Pour l'ensemble du programme nucléaire français, cela représente environ 1 million de m3 de déchets produits entre 1950 et l'an 2000, par les centrales nucléaires, les usines de fabrication et de retraitement de combustible nucléaire, les centres de recherche, les hôpitaux, etc. Les déchets n'ont pas tous les mêmes caractéristiques; ainsi on distingue: - les déchets faiblement radioactifs et «à vie courte», dont la radioactivité disparaît pour l'essentiel en quelques siècles; ils représentent plus de 90% du volume total. Ces déchets sont destinés dans notre pays à être stockés en surface après conditionnement. L'ANDRA dispose actuellement d'un centre de stockage en surface: il s'agit du centre de la Manche, situé au cap de la Hague, en exploitation depuis 1969. Prochainement saturé, il sera relayé par un second centre, situé dans le département de l'Aube, dont les travaux de construction ont été déclarés d'utilité publique le 22 juillet 1987. La mise en service du centre de l'Aube est prévue pour 1990. - les autres déchets sont les déchets à vie longue, dont certains sont de haute activité. Ils représentent moins de 10% du volume total des déchets radioactifs, soit 70.000 m3 produits entre 1950 et l'an 2000 (ou la cargaison d'un pétrolier de taille moyenne). Ils comportent notamment les produits de fission issus du retraitement des combustibles nucléaires usés, qu'il est prévu de solidifier par vitrification. Ces déchets de radioactivité à vie longue (100.000 ans et plus) ne peuvent être stockés en surface. La solution retenue en France: le stockage en profondeur dans un
milieu géologique adapté
Le choix d'un site de stockage en profondeur: un processus rigoureux
à mener en plusieurs étapes
p.14
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| L'ANDRA a tout d'abord effectué
avec l'aide du Bureau de Recherches Géologiques et Minières
(BRGM), un inventaire géologique national (bibliographie, résultats
de forages miniers et pétroliers, etc.). A l'issue de ces études,
l'ANDRA a présélectionné quatre zones du sous-sol
français présentant des caractéristiques a priori
favorables, justifiant une reconnaissance géologique plus complète:
- le massif granitique de Neuvy-Bouin, à l'ouest de Parthenay (Deux-Sèvres), - le sous-sol argileux d'une zone située au nord de Sissonne (Aisne), - le sel présent dans le sous-sol de la région de Saint-Julien sur Reyssouze (Ain), - les schistes présents dans le sous-sol d'une zone située au sud-ouest de Segré (Maine-et-Loire). La localisation des sites a été rendue possible en février et en mars 1987. Des travaux de reconnaissance géologique de type géophysique pétrolière ou minière ont commencé dans ces quatre zones, en surface, et par forages profonds (quelques centaines de mètres). Ces travaux dureront 3 ans et mobiliseront en moyenne 20 personnes par site (avec des pointes jusqu'à 150). Leur coût total sera de l'ordre de 200 MF. Ils sont destinés à permettre d'apprécier les qualités géologiques des quatre zones et en particulier leur aptitude à accueillir un stockage en profondeur. Cette évaluation débouchera vers 1990 sur le choix d'un site, dans lequel l'ANDRA réalisera dans un premier temps un laboratoire souterrain. Ce laboratoire aura pour but d'étudier le site choisi de manière approfondie et représentative, par un ensemble de prélèvements, d'analyses et d'expérimentations effectués au sein même du milieu géologique sans qu'il soit toutefois nécessaire d'y introduire des substances radioactives. Ce n'est qu'à l'issue de cette étape que l'ANDRA pourra présenter vers 1995, la demande d'autorisation de création d'un stockage en profondeur. Si la procédure aboutit favorablement, les cavités de stockage et leurs galeries de desserte seront excavées et au début du siècle prochain, au terme d'un nouvel examen de sûreté nucléaire, les premiers déchets radioactifs pourront être mis en place en profondeur. II. Le groupe de travail et ses conclusions
(suite)
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Principales conclusions du rapport Le groupe de travail a étudié les deux aspects de la sûreté d'un stockage souterrain de déchets radioactifs: la sûreté à court terme, en phase d'exploitation, et la sûreté à long terme, après rebouchage et fermeture. Le stockage souterrain projeté se présente comme un ensemble de galeries creusé à quelques centaines de mètres de profondeur. La phase d'exploitation du stockage durera quelques dizaines d'années, au cours desquelles les déchets seront descendus et mis en place dans les cavités de stockage avec des hottes assurant la protection contre les rayonnements. Après remplissage, les cavités seront rebouchées et scellées. La sûreté du stockage en cours d'exploitation doit donc prendre en compte la coexistence en profondeur d'un chantier minier, d'installations et manutention nucléaire et de cavités de stockage remplies et scellées. En ce qui concerne les éboulements ou effondrements de galeries, le groupe de travail a estimé que des techniques éprouvées sont disponibles pour excaver et stabiliser pendant une durée suffisante les ouvrages souterrains. Toutefois, au-delà d'un millier de mètres, la pression atteinte dans les roches peut créer des problèmes miniers difficilement surmontables. Le site retenu doit offrir une profondeur raisonnable. Des précautions doivent également être prises pour éviter les venues d'eau dans les galeries: excellente étanchéité des puits d'accès, bouchage des forages de reconnaissance devenus inutiles, reconnaissance géologique poussée avant d'entreprendre les travaux de creusement. Après fermeture, c'est-à-dire rebouchage et scellement des dernières cavités et des puits d'accès, la radioactivité des déchets s'atténue d'un facteur 10.000 environ en quelques millénaires, avec la disparition de la radioactivité «à vie courte». Cette disparition s'accompagne d'un dégagement de chaleur dont il faut tenir compte dans la conception du stockage. Cette première période revêt donc une importance particulière pour la sûreté. Cependant, le stockage doit aussi confiner pendant une durée d'ordre géologique (100.000 ans et plus) la radioactivité à vie longue contenue dans les déchets. Il doit offrir une sûreté intrinsèque et ne demander à long terme aucune mesure de surveillance, pour ne pas faire peser sur les générations futures des contraintes liées à la gestion de déchets produits aujourd'hui. En l'absence de phénomènes perturbateurs externes, la sûreté du stockage après fermeture est fondamentalement liée au régime des écoulements d'eau souterrains. En effet, seule la circulation des eaux souterraines pourrait éventuellement être à l'origine d'une remontée de radioactivité vers la surface dans un premier temps, par la dégradation des déchets et des matériaux les entourant, ensuite, comme moyen de transport de la radioactivité. Le premier principe qui doit guider le choix d'un site est donc la recherche d'écoulements d'eau nuls ou très faibles autour du dépôt. D'où deux critères essentiels: une très faible perméabilité de la roche d'accueil, et de faibles gradients de charge hydraulique, moteurs de circulations d'eau. Ce deuxième critère conduit à s'écarter des massifs montagneux au profit des zones à topographie douce. L'étude des sites doit donc d'abord permettre d'acquérir une bonne connaissance de l'hydrogéologie des régions les entourant: perméabilité, failles, fissuration, contribution de ces failles et de cette fissuration aux écoulements d'eau, charges hydrauliques, aquifères situés au dessus et en dessous de la roche d'accueil, hétérogénéités, etc. p.15
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| D'autre part, les propriétés
géochimiques de la roche d'accueil doivent également être
étudiées car elles jouent un rôle important dans la
sûreté à long terme, et constituent donc un critère
de choix. En effet, elles gouvernent la corrosion des colis de déchets,
ainsi que les phénomènes de retard et de piégeage
au cours du transport par l'eau de la radioactivité éventuellement
relâchée. Le groupe de travail a estimé que, compte
tenu du niveau acquis par les connaissances théoriques dans ce domaine,
il est possible de décrire et de chiffrer les conditions géochimiques
de transfert de la radioactivité par l'eau, à condition d'effectuer
des mesures et expérimentations approfondies au sein même
de la roche d'accueil, grâce au laboratoire souterrain.
La connaissance du milieu naturel est donc essentielle pour donner une première image des écoulements d'eau souterrains après fermeture. Mais, le stockage y apportera des modifications. A cet égard, les effets des travaux d'excavation des cavités de stockage doivent tout d'abord être minimisés par l'emploi de techniques de creusement douces, et par un rebouchage efficace des galeries après mise en place des déchets, reconstituant le mieux possible l'imperméabilité du milieu initial. Les puits d'accès au stockage peuvent aussi créer un chemin direct pour les écoulements d'eau. Pour l'éviter, il faut limiter le nombre de ces puits, étudier judicieusement leur implantation, leur rebouchage, leur scellement, voire la nécessité de démonter leur cuvelage. Dans le cas d'une formation argileuse ou salifère, une contribution naturelle au scellement peut d'ailleurs être apportée par la plasticité de la roche au moment de la fermeture. De plus, le site doit être choisi tel que les conditions hydrauliques dans les nappes entourant le stockage minimisent les possibilités de circulations d'eau par les puits d'accès. L'effet des travaux mis à part, la chaleur dégagée par les déchets peut aussi avoir une influence sur les écoulements d'eau souterrains. En tout point, la température commence par croître, puis elle diminue après dissipation de la puissance thermique des déchets. Dans les roches dures, ce phénomène de dilatation - contraction peut ouvrir la fissuration. Dans le sel au contraire, l'élévation de température augmente la plasticité de la roche qui cicatrise rapidement les discontinuités ouvertes. Les variations de température peuvent également générer des transferts d'eau (thermo-convection, etc.). Enfin, certains minéraux se modifient sous l'effet de la température en donnant des produits de dégradation aux propnétés différentes. Tous ces phénomènes sont bien identifiés et doivent être étudiés pour chaque site, afin d'être pris en compte dans la conception du stockage et dans les analyses de sûreté. A ce propos, le calcul montre que pour tous les milieux, la température dans le sol à proximité de la surface n'est augmentée avec la présence du stockage que de quelques dixièmes de degrés au maximum, valeur négligeable devant les fluctuations climatiques normales. (suite)
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L'analyse de l'évolution à long terme du stockage doit prendre en compte l'état initial du milieu géologique, et les modifications apportées par le stockage lui-même mais elle doit aussi imaginer l'intervention d'éventuels facteurs externes: phénomènes géologiques ou intrusions humaines. L'observation des traces laissées par des phénomènes géologiques anciens montre que ce type de phénomènes pourrait avoir une influence sur la qualité de confinement d'un site profond. Il faut donc s'en prémunir. Sachant que les conditions géodynamiques prévalant en France sont stables dans un futur de plusieurs millions d'années, et considérant que les zones d'activité tectonique comme les chaînes de montagne ou les régions volcaniques sont de toute façon à exclure, le groupe de travail a estimé que trois phénomènes sont à étudier pour l'évolution de chaque site: le climat, les mouvements verticaux et la sismicité. Concernant l'évolution du dimat, les experts prévoient une ou deux glaciations dans les 100.000 ans à venir; celles-ci engendreront des modifications hydrogéologiques (abaissement du niveau des mers, accroissement de l'érosion fluviale, développement d'une couche de sol gelé imperméable, surcharge mécanique liée au poids des glaces, etc.) et une possibilité de creusements sous-glaciaires. Pour les mouvements verticaux, il est nécessaire de rechercher dans chaque site des signes éventuels de déplacement de blocs, ainsi que leur tendance évolutive. Par ailleurs, le groupe a constaté à partir de l'étude de différents séismes observés dans le monde, une atténuation très nette de leurs effets avec la profondeur. Ces phénomènes géotogiques induisent deux critères: - un critère de stabilité géologique pour que les conséquences de phénomènes tels que glaciation, mouvements verticaux, rejeux de failles actives, séismes restent acceptables - un critère de profondeur minimale de protection des couches abritant le stockage, de l'ordre de 150 à 200 m, qui doit permettre que sa sûreté ne soit pas compromise par l'érosion naturelle ou par l'effet d'un séisme. Le groupe de travail s'est également penché sur le problème de l'intrusion humaine dans un stockage géologique, qui se pose jusqu'à très long terme. Mais il est impossible d'imaginer l'évolution technologique et socio-économique au-delà de quelques décennies, en matière d'exploitation des ressources souterraines (énergétiques, minérales, aménagement du sous-sol, etc.). Malgré tout, une première precaution est d'éviter les zones présentant un intérêt manifeste de ce point de vue. Ceci va également dans le sens d'une gestion rationnelle du sous-sol. Par ailleurs, le critère de profondeur minimale (150 à 200 m) déjà formulé à propos des phénomènes géologiques est également justifié par la protection du stockage contre les intrusions humaines courantes à faible ou moyenne profondeur (fondations, tunnels, exploitation des nappes phréatiques, etc.). p.16
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| En ce qui concerne les intrusions
profondes impliquant un risque d'atteinte du dépôt ou de son
proche environnement, le groupe de travail a estimé que le stockage
doit être maintenu sous contrôle administratif pendant plusieurs
siècles, comme les mines et carrières désaffectées,
au moyen notamment de la définition d'un périmètre
de protection. Il convient ainsi d'étudier l'intérêt
de disposer en surface, à l'aplomb des galeries, de marque très
visibles et durables, identifiant la présence du stockage.
Cependant, à très long terme, on ne peut exclure que son existence ou sa signification soient oubliées, et écarter un risque d'intrusion humaine, qui devrait logiquement rester très faible compte tenu de l'emprise réduite du stockage (quelques km2 sur les 550.000 km2 de la superficie du territoire français). Le groupe a cherché à apprécier ce risque par l'étude des conséquences de quelques scénarios d'intrusion imaginables aujourd'hui. Certes, d'autres pourraient survenir dans l'avenir. Le groupe de travail pense toutefois que leurs conséquences ne devraient pas être très différentes de celles qu'on peut imaginer aujourd'hui et il a étudié deux scénarios: - l'intrusion près d'un dépôt placé dans le sel pour extraire du sel de bouche, - l'exploitation d'une cavité minière près d'un stockage placé dans le granite. Les calculs montrent que dans l'ensemble, les conséquences radiologiques obtenues (inférieures ou de l'ordre du millisievert avec des hypothèses pessimistes), restent acceptables. Les calculs doivent être approfondis, mais étant donné le caractère très peu probable de ces scénarios, le groupe de travail considère que les critères en découlant ne doivent pas jouer un rôle primordial dans le choix d'un site. Dans ses conclusions, le groupe de travail rappelle que sa démarche a visé à définir des critères communs aux 4 milieux géologiques étudiés en France: l'argile, le granite, les schistes, et le sel, et qu'il n'a pas cherché à se livrer à une comparaison théorique entre eux. En effet, seule l'évaluation d'un site réel bien défini permet de porter un jugement sur la qualité d'une barrière géologique. De même, les différentes caractéristiques d'un site entrant de manière complexe et imbriquée dans l'analyse de sûreté d'un stockage qui y serait implanté, le groupe de travail juge dépourvu de sens de fixer des valeurs minimales pour chaque caractéristique prise individuellement. En définitive, les critères formulés par ce groupe établissent une méthode et un guide pour l'évaluation de la qualité géologique du site qui sera proposé. Ces critères sont ainsi hiérarchisés: - critères essentiels: hydrogéologie et stabilité géologique; - critères importants: propriétés mécaniques et géochimiques, respect d'une profondeur minimale, non stérilisation de ressources souterraines et propriétés thermiques. Il en découle aussi d'ores et déjà un ensemble de recommandations importantes applicables aux programmes de reconnaissance à mener depuis la surface ou dans un laboratoire souterrain, que le groupe de travail a rassemblées dans un chapitre particulier de son rapport. (suite)
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III. Point sur les travaux de reconnaissance géologique en cours A l'issue d'un inventaire géologique
national effectué avec l'aide du BRGM, l'ANDRA a présélectionné
quatre zones du sous-sol français:
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| La réalisation des travaux
privilégie la recherche d'accords à l'amiable avec les propriétaires
plutôt que le recours à des mesures administratives autoritaires.
Des premières données ont ainsi été recueillies dans 1'Ain, l'Aisne et le Maine-et-Loire. Des campagnes sont en préparation dans les Deux-Sèvres. La durée des travaux sera de l'ordre de 3 ans. Ils mobiliseront 20 personnes en moyenne par zone avec des pointes à 150. Leur coût total sera de 200 MF. Commentaire Gazette:
MOTION Les soussignés,
(suite)
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Se déclarent solidaires des autres Populations d'Europe qui refusent de tels projets en leur pays. Faisant écho à des voix autorisées au sein de la communauté scientifique, ils affirment que le caractère définitif et irréversible de l'enfouissement des déchets atomiques ne garantit pas la sûreté à ldng terme du dépôt, et rend donc ce procédé moralement inacceptable. Conscients de l'existence de ces déchets et de leur nécessaire gestion, et en accord avec les options prises par les Habitants des divers sites concernés ils demandent que ces déchets soient maintenus et surveillés sur les lieux mèmes de production sans retraitement, en attendant que les scientifiques découvrent des solutions adaptées pour les rendre inoffensifs de façon définitive. Ils appellent solennellement les Autorités Politiques à intervenir dans les plus brefs délais, pour orienter les recherches dans cette voie et prévoir les financements nécessaires. Motion adoptée par les cinq Régions prospectées
actuellement:
Les signatures de soutien sont à renvoyer à:
p.18
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PAR L'ADULTE ET L'ENFANT EN BAS AGE LORS DE LA CONSOMMATION DE LAIT CONTAMINÉ Calcul fourni par les délégués CFDT du groupe CEA au Comité Central d'Hygiène et Sécurité du CEA
HYPOTHÈSES
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CALCULS
Nous faisons les calculs sur la consommation d'un litre de lait par jour et nous tiendrons compte ensuite des consommations réelles moyennes, soit 6,7 1/5 pour le jeune enfant 0,3 1/j pour un adulte. Si on appelle A0 l'activité volumique du lait le jour J0 et A1 l'activité volumique du lait le jour J0 + 1 On a: A1 = A0 x exponentielle (-0,693 x 1/T) notons r = exponentielle (-0,693 x 1/T): A1 = A0.r de même A2 = A1.r = A0.r2 A3 = A2.r = A0.r3 L'activité totale pour 10 T = A0 + A1 + A2 + ... + A10T Il s'agit de la somme d'une progression géométrique dont la «raison» est égale à l'exponentielle (-0,693 x 1/T) = r Pour T = 4 jours on aura 40 jours à considérer Pour T = 5 jours on aura 50 jours de consommation. Si le 1er terme est égal à A0, la somme de la progression géométrique sera égale à S = A0(rn - 1) / r - 1 p.18b
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| Comme rn = 1 / 210
= 1 / 1024, on peut écrire la relation:
S = A0 / (1 - r) pour T = 4j Þ S = 2.000 Bq / (1 - 0,842) = 12.670 Bq pour T = 5j Þ S = 2.000 Bq / (1 - 0,871) = 15.500 Bq
Ce calcul montre que l'iode dans le lait permet
à lui seul d'atteindre la dose maximale annuelle au niveau de la
thyroïde pour un jeune enfant (limite non stochastique). Comme il
existe d'autres incorporations possibles (légumes, fruits), la valeur
de 2.000 Bq/l ne présente pas une garantie suffisante.
Remarques du Dr Lafuma: D'accord sur le calcul, mais:
(suite)
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Tritium Des membres du Parlement Européen s'inquiètent du lâcher volontaire de tritium à Bruyères le Châtel (France) et déposent une Résolution auprès de M. J. Delors, Président de la CCE. Bruxelles, le 6 octobre 1987
Notre réf.: EN-ENVI/WW/87/312
à Monsieur J. Delors, Président de la CCE
Concerne: Lâchers volontaires de tritium à Bruyères-le-Châtel (France) Monsieur le Président,
Wolfgang von Nostitz,
MEP p.19
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| Proposition selon l'article 64 du Règlement/Tritium/von
Nostnitz, Staes
Le Parlement Européen,
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E. Considérant que, selon les scientifiques du GSIEN (Gazette Nucléaire N°78/79 de juin 1987), cette «expérimentation» n'a pas de sens sur le plan scientifique, puisqu'il y a trop de paramètres non dominés en jeu, tandis que le même CEA dispose d'un Centre remarquablement bien équipé à Cadarache, pour faire des études de radio-écologie sous serres; F. Considérant que le Centre d'Etudes BIII à Bruyères-le-Châtel susmentionné, est classé comme «Installation Nucléaire de Base» (INB), et de ce fait est en dérogation d'étude d'impact, d'enquête publique, etc... 1. Demande à la Commission si elle estime qu'il soit admissible qu'une telle expérimentation soit effectuée sur le public en tant que cobbaye humaine? 2. Demande si la Commission estime qu'une telle «expérimentation» n'est pas en contradiction avec les objectifs fondamentaux de la CEE visant la protection de la Santé publique et de l'environnement? 3. Exige, le cas échéant, que la Commission épuise tous les moyens à sa disposition, y compris une procédure d'urgence auprès de la Cour Européenne de Justice, pour mettre immédiatement fin à de telles pratiques 4. Charge son président de transmettre la présente résolution à la Commission, au Conseil et au gouvernement Français. Wolfgang von Nostnitz
Paul Staes p.20
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