L’exploitation d’installations dans lesquelles sont réalisées des opérations de réception, de conditionnement, de manutention et de stockage des déchets nucléaires présente, en raison de la nature des colis de déchets, des risques radiologiques pour les personnes. Ces risques sont de plusieurs natures : risques d’exposition externe (par irradiation) et risques d’exposition interne (par inhalation ou par ingestion).
Cette section présente une première évaluation dosimétrique qui tient compte des dispositions de prévention envisagées vis-à-vis des risques radiologiques. Ces dispositions doivent permettre de limiter l’exposition des personnes en deçà des contraintes de dose annuelle que s’est fixée l’Andra comme objectifs de radioprotection, soit 5 mSv pour le personnel travaillant en zone nucléaire et 0,25 mSv pour le public hors site [26].
Cette évaluation dosimétrique accompagne la démarche de conception des installations vis-à-vis des risques radiologiques, mais ne s'inscrit pas, à ce stade, dans une démarche d'optimisation des doses reçues.
4.1.1 Nature des risques radiologiques et des dispositions envisagées
Les différents risques radiologiques qui concernent les installations du stockage sont exposés dans les paragraphes qui suivent.
4.1.1.1 Risque d'exposition externe
Les colis de déchets nucléaires sont sources d’exposition externe (liée aux rayonnements E, J et aux neutrons) depuis leur réception dans les installations de surface jusqu’à leur mise en stockage dans les installations souterraines.
16 Les fonctions de sûreté définies (voir paragraphe 3.6) sont les suivantes : - protéger les personnes contre l’irradiation,
- confiner la radioactivité, - maîtriser le risque de criticité,
- évacuer la puissance thermique résiduelle des colis de stockage,
Les emballages de transport contenant les colis primaires livrés sur le site de stockage, ont une fonction de protection radiologique et leur structure est conçue en fonction des caractéristiques radiologiques propres aux déchets transportés. Une fois extraits de leurs emballages, les colis primaires sont manutentionnés et placés en conteneurs de stockage. Ces opérations sont réalisées à l’intérieur de cellules inaccessibles aux opérateurs qui interviendront à distance derrière des écrans de protection radiologique (murs, hublots).
Lors des opérations de transfert jusqu’à la mise en place en alvéoles de stockage, la maîtrise du risque d’exposition externe passe par l’interposition d’écrans de protection radiologique17 entre les sources radioactives et les personnes pour atténuer les flux de rayonnement. Les hottes de transfert des colis de stockage, les operculaires des alvéoles C et CU ainsi que les portes des alvéoles B jouent ce rôle. La protection ou l’éloignement du poste de commande des engins utilisés pour le transfert ou pour l’introduction des colis en alvéole contribuerait aussi à diminuer les doses reçues par le personnel.
Pendant les opérations de fermeture, des écrans de protection définitifs sont mis en place tels que des blocs de béton pour remplacer les portes métalliques des alvéoles de stockage B et des bouchons métalliques pour les alvéoles C et CU (voir chapitre 5 du tome « architecture et gestion du stockage géologique » [22]). Ces dispositifs faciliteraient les opérations de retour en arrière éventuelles (retrait des colis).
4.1.1.2 Risque d’exposition interne par inhalation de gaz radioactifs émis par les colis de stockage
Certains colis de stockage B (B2 et B5) émettent de faibles quantités de gaz radioactifs (tritium, carbone 14…).
Dans les installations de surface, le nombre limité de colis de déchets présents est tel que la quantité de gaz émis est négligeable. De plus, la plupart des opérations sont réalisées dans des cellules dont l’accès est interdit au personnel.
Au cours du transfert des colis de stockage dans les installations souterraines jusqu’aux alvéoles de stockage, les traces de gaz radioactifs émis par ces colis sont libérées dans les galeries de transfert et relâchées via le circuit de ventilation générale.
Dans les alvéoles de stockage où un grand nombre de colis est stocké, la ventilation avec une extraction de l’air par gaines jusqu’au puits de retour d’air du stockage (voir paragraphe 6.4 du tome
« architecture et gestion du stockage géologique » [22]) permet d’évacuer ces gaz sans affecter le personnel présent dans les installations souterraines.
4.1.1.3 Risque d’exposition interne par inhalation de gaz radon émis par les terrains dans les installations souterraines du stockage
Ce risque, présent dès le début de l’activité de construction, est lié au taux d’exhalation naturelle du radon par la roche dans lesquelles seraient positionnées les installations souterraines. Compte tenu de la nature argileuse de la formation du Callovo-Oxfordien, ce risque est limité. Sa maîtrise passe par une ventilation permanente des galeries souterraines qui permet l’évacuation du radon et de ses descendants dans l’atmosphère extérieure.
4.1.1.4 Risque d’exposition interne par ingestion de matières radioactives
Dans les installations de surface, ce risque pourrait être lié à la dispersion de particules radioactives provenant des emballages de transport, des colis (colis primaires, colis de stockage) ou des hottes de transfert.
17 La nature du matériau de ces écrans dépend du type de rayonnement émis par la source radioactive :
- pour les rayonnements gamma, les matériaux employés sont des matériaux lourds tels que l’acier, le béton, le verre au plomb.
- pour les rayonnements neutroniques, ce sont des matériaux spécifiques (avec bore ou cadmium,…) ou des matériaux hydrogénés.
- les rayonnements alpha et bêta ne nécessitent pas d’écran de nature particulière car ils sont arrêtés par l’enveloppe de colis.
Dans les installations de surface, la gestion de ce risque reposerait sur l'organisation des installations de réception et de préparation en systèmes de confinement18 afin d'éviter une dispersion de radionucléides vers les zones de circulation du personnel ou dans l'environnement. De plus, ces installations seraient équipées de dispositifs de filtration sur leur circuit de ventilation, à l’instar de ce qui est pratiqué dans des installations nucléaires existantes de même type19. Enfin il est important de mentionner que des contrôles de non contamination20 des emballages de transport, des colis et des hottes seront réalisés systématiquement.
4.1.1.5 Risque de criticité
Le risque de criticité correspond à une réaction nucléaire en chaîne non contrôlée. Celle-ci est initiée par une augmentation d’activité neutronique sur des matières fissiles (uranium 235, plutonium 239 et 241).
Les colis B et C ne contiennent pas une quantité suffisante de matières fissiles (masse critique) nécessaire à ce type de réaction. Les colis de combustibles usés sont les seuls concernés par ce risque [45].
Au niveau des installations nucléaires de surface, pour les combustibles usés, il faut s’assurer de l’absence d’arrivée d’eau21 dans les cellules de conditionnement pour s’affranchir du risque de criticité, à l’instar de ce qui se pratique dans des installations d’entreposage similaires existantes sur les sites de production des déchets.
Dans les installations souterraines, le transfert des colis et leur mise en stockage se fait à sec. Il n’y a pas de risque de criticité associé.
4.1.2 Évaluation dosimétrique sur le site et en limite de site
Cette première évaluation, basée sur les caractéristiques radiologiques des colis, rappelées ci-après, tient compte des dispositions envisagées (écrans de protection radiologique, contrôles de non contamination et mesures de surveillance…).
4.1.2.1 Données prises en compte
z Exposition externe
Les valeurs de débits d’équivalent de dose (DED) relatives aux colis primaires sont données pour les différents types de colis (voir Tableau 4.1-1).
18 Le principe d’un système de confinement est de créer une différence de pression d’air entre locaux adjacents.
19 Ces dispositifs de filtration sont d’autre part justifiés par la prise en compte de situations accidentelles, en particulier pour la réception et le conditionnement des combustibles usés nus dont la surface serait contaminée par les produits de corrosion déposés et activés lors du passage de l’assemblage combustible en réacteur (voir paragraphe 4.2.2.2).
20 Les seuils d’acceptation pourraient être ceux de la Réglementation des Transports, à savoir une contamination surfacique labile (non fixée) limitée à 4 Bq/cm2 en émetteurs E,J et 0,4 Bq/cm2 en émetteurs D [49].
21 La présence d’eau, qui atténue l’énergie des neutrons et ralentit leur vitesse, les rend plus réactifs vis-à-vis des matières fissiles et a pour effet d’augmenter la réactivité du système. Aussi, les procédés retenus pour le conditionnement des colis sont des procédés à sec, sans
Type de colis Nature du contenu
DED22 maximum au