normale Exposition aussi faible que raisonnablement possible, et en tout état de cause : Dose efficace individuelle maximale ≤ 5 mSv / an
Absence de rejets non concertés vers l‟environnement et Rejets concertés compatibles avec les autorisations de rejets de l‟installation.
DIMENSIONNEMENT Situations
incidentelles Exposition aussi faible que raisonnablement possible, et en tout état de cause : Dose efficace individuelle maximale ≤ 5 mSv / an
Rejets non concertés admis si la dose efficace individuelle maximale reste inférieure aux valeurs données par la réglementation.
Situations
accidentelles Démarche de limitation des doses des travailleurs.
Prise en compte des contraintes liées à la gestion des situations post-accidentelles.
Exposition en dose efficace (calcul intégré sur 50 ans après l‟accident) <
10 mSv. Absence de nécessité, immédiate ou différée, de mesures de protection du public (confinement, évacuation).
HORS DIMENSIONNEMENT Situations
accidentelles Pas d‟effet de falaise
Mesures de protection du public limitées dans le temps et l‟espace vis-à-vis des conséquences éventuelles.
1.6.3 Objectif de protection en phase après fermeture vis à vis du risque radiologique La CIPR 81 recommande l‟utilisation de contraintes de dose ou de risque pour les deux catégories de situations à considérer, a savoir les phénomènes naturels et les intrusions humaines non volontaires :
phénomènes naturels : contrainte de dose de 0,3 mSv/an pour les pratiques9 ou contrainte de risque de 10-5/an pour les expositions potentielles10,
intrusion humaine non volontaire : les conséquences de scénarios génériques devront être étudiées :
si les conséquences de l‟intrusion restent inférieures à 10 mSv/an, une intervention n‟est pas justifiée,
si les conséquences de l‟intrusion sont supérieures à 100 mSv/an ou aux seuils d‟apparition d‟effets déterministes pour les organes critiques, des efforts raisonnables pour réduire la probabilité d‟occurrence de l‟intrusion et ses conséquences doivent être menés.L‟Andra retient la notion de contrainte de dose et non de contrainte de risque comme indicateur de
Le respect d‟une dose de 0,25 mSv/an au plus en situation normale fixée par le guide de sûreté (ASN, 2008) est retenu par l‟Andra, valeur du même ordre de grandeur que la contrainte de dose de 0,3 mSv/an fixée par la CIPR 81.
Pour les situations considérées comme altérées, conformément au guide de sûreté (ASN, 2008), les situations altérées retenues pour la conception du stockage sont maintenues suffisamment faibles par rapport aux niveaux susceptibles d'induire des effets déterministes.
9 La CIPR considère les pratiques, ou expositions planifiées, comme des situations courantes impliquant les opérations planifiées relatives à une source telles que le démantèlement ou la gestion des déchets radioactifs.
10 Expositions pour lesquelles il existe une probabilité d‟apparition.
L‟impact calculé s‟apprécie en fonction de la vraisemblance de la situation, du caractère chronique ou ponctuel des expositions, du degré de pessimisme des hypothèses de calcul et au regard de l‟analyse des efforts faits par le concepteur du stockage pour que les expositions individuelles soient aussi faibles que raisonnablement possible, compte tenu des facteurs économiques et sociaux.
L‟évaluation d‟impact présente des difficultés spécifiques quand elle est pratiquée sur plus d‟un million d‟années. À cette échelle, il est illusoire de prétendre disposer d‟une évaluation des modes de vie des êtres qui peupleront le secteur étudié. Les conditions d‟environnement, en particulier climatiques, seront, elles aussi, soumises à des variations importantes, qu‟il est possible de prédire quant à leurs caractéristiques principales, mais dont il est difficile de rendre compte de manière précise dans un contexte local. La définition du groupe critique est nécessairement en partie conventionnelle, les habitudes de vie des populations étant difficilement prévisibles au-delà de quelques générations.
La dose calculée à long terme est un indicateur de sûreté enveloppe de l‟impact sur une population théorique la plus exposée, et non une prédiction de ce dernier. La dose n‟est pas un indicateur suffisant, aussi d‟autres indicateurs sont utilisés, pour vérifier les performances intrinsèques du stockage, sans nécessiter d‟hypothèses sur l‟environnement de surface et la biosphère par définition variables à très long terme. Ils sont présentés dans la section 1.6.3. Ces indicateurs permettent de comparer des situations différentes ou des dispositions de conception différentes, pour voir laquelle est la plus favorable au regard de la limitation des transferts de radionucléides, mais ils ne peuvent cependant pas être comparés à des seuils. Le recours à d‟autres arguments de nature qualitative (expérimentation, retour d‟expérience, analogues..) est aussi privilégié.
1.6.4 Objectif de protection vis-à-vis des toxiques chimiques
La protection des personnes et de l‟environnement se comprend avant tout comme une protection contre le risque spécifique dû aux déchets radioactifs, à savoir la radioactivité et ses effets induits. La protection contre d‟autres atteintes dues aux déchets, notamment le risque chimique, n‟est pas pour autant négligeable, mais ne constitue pas un aspect spécifique des déchets considérés. Pour ce qui est du risque chimique, du fait que les problématiques sont de même nature (empêcher et retarder le transfert d‟éléments chimiques jusqu‟à l‟environnement), les solutions apportées au problème posé par les éléments radioactifs couvrent en règle générale une grande partie des difficultés posées par les toxiques chimiques. L‟Andra étudie l‟impact chimique du stockage de manière générale et se concentre, pour les évaluations quantitatives, sur quelques toxiques sélectionnés de manière à couvrir ceux qui sont les plus pénalisants.
Par cohérence avec la démarche d‟évaluation des risques sanitaires associés aux substances chimiques définie pour les études d‟impact des installations classées pour la protection de l‟environnement (ICPE), l‟Andra a choisi d‟utiliser l‟approche mettant en œuvre les Valeurs Toxicologiques de Référence (VTR) telle que décrite par l‟INERIS pour l‟évaluation des effets sur la santé en exprimant l‟impact chimique en terme d‟Excès de risque individuel (ERI11) pour les éléments à effets cancérigènes, et de Quotient de Danger (QD12) pour les éléments à effets non cancérigènes. Cette approche s‟applique aux scénarios d‟exposition chronique (sur plusieurs années). Les objectifs d‟acceptabilité du risque sanitaire, définis dans la circulaire du 8 février 2007 relative aux sites et sols pollués, sont les suivants :
pour les espèces non cancérigènes : QD < 1,
pour les espèces cancérigènes : ERI < 10-5 (soit 1 cas supplémentaire pour 100 000 individus exposés).
11 ERI : Excès du Risque Individuel. Traduit la probabilité supplémentaire, par rapport à un sujet non exposé, qu‟un individu a de développer un cancer associé à la substance pendant sa vie du fait de l‟exposition considérée.
L‟ERI correspond au produit du niveau d‟exposition à la substance chimique (concentration dans l‟eau, concentration dans l‟air, dose journalière d‟exposition dans le cas des transferts dans la biosphère) par la valeur toxicologique de référence caractéristique de l‟effet considéré et de la voie d‟atteinte considérée.
12 QD : Quotient de Danger. Il correspond au rapport du niveau d‟exposition à la substance chimique (concentration dans l‟eau, dans l‟air ou dose journalière d‟exposition dans le cas des transferts dans la biosphère) sur la valeur toxicologique de référence (valeur en dessous de laquelle les effets systémiques ne se manifestent pas). L‟INERIS utilise la terminologie IR (Indice de risque) à la place de la terminologie QD.
Ces critères sont définis pour des expositions chroniques (plusieurs années), en particulier les scénarios de transfert par l‟eau en situation d‟évolution normale (SEN).
Compte tenu des incertitudes qui affectent l‟évaluation des paramètres QD et ERI pour certaines substances, et afin de prendre en compte leur présence éventuelle dans le milieu environnant, d‟autres indicateurs pourront être utilisés en référence (limites réglementaires, limites de potabilité des eaux, référence aux teneurs naturelles).
En situation d‟évolution aléatoire de faible probabilité d‟occurrence, l‟Andra analyse au cas par cas les impacts en retenant en référence les seuils d‟acceptabilité correspondant à une situation normale, mais en considérant qu‟un dépassement peut être acceptable selon la vraisemblance du scénario.
1.6.5 Objectifs de protection vis-à-vis des gaz de radiolyse
Certains colis de déchets MAVL (principalement les déchets dans une matrice bitumineuse) émettent des gaz, depuis leur arrivée dans les installations de surface jusqu‟à leur stockage en alvéole souterraine. Ces gaz ont pour origine un phénomène de radiolyse qui est lié à l'effet des rayonnements ionisants sur les produits hydrogénés présents dans les colis (matières organiques, eau de la matrice de conditionnement).
Ces gaz de radiolyse sont majoritairement l'hydrogène (plus de 90 % du dégagement gazeux) et, à un moindre degré, le méthane. L‟émission de ces gaz peut être à l‟origine d‟une explosion, si leurs concentrations dépassent leur limite inférieure d‟explosivité (LIE). Les valeurs retenues pour les concentrations en hydrogène sont issues de la circulaire du 9 mai 1985 concernant l'aération et l'assainissement des lieux de travail. Lorsque des substances susceptibles de former un mélange explosif sont des gaz ou des vapeurs inflammables, leur concentration doit être maintenue à la plus faible valeur possible et rester inférieure à (cf. article R232-1-7 du Code du Travail) :
25 % de la LIE dans l‟ensemble des installations (1 % de H2),
10 % de la LIE si des personnes travaillent dans l‟atmosphère (0,4 % de H2).
1.6.6 Objectifs de protection vis-à-vis du risque de criticité
Le risque de criticité est lié à la présence de matières fissiles dans les déchets conditionnés dans les colis qui seront accueillis dans les installations de stockage.
Il convient de retenir que les installations de surface du stockage peuvent réceptionner à la fois des colis de déchets primaires et des colis de stockage, puis les entreposer compte tenu des contraintes d‟exploitation du stockage. Ensuite, les colis de stockage sont transférés vers les installations souterraines du stockage jusqu‟aux alvéoles de stockage (les principes de fonctionnement et l‟architecture générale sont présentés dans les chapitres ci-après). Ainsi, l‟Andra applique les principes présentés dans la règle fondamentale de sûreté I.3.c tant dans la conception des installations de surface et souterraines que pour l‟exploitation des installations du stockage.
Ces principes généraux sont les suivants :
un accident de criticité ne doit en aucun cas découler d‟une seule anomalie : défaillance d‟un composant, d‟une fonction, erreur humaine (non-respect d‟une consigne par exemple), situation accidentelle (incendie par exemple)…,
si un accident de criticité peut découler de l‟apparition simultanée de deux anomalies, il sera alors démontré que : les deux anomalies sont rigoureusement indépendantes, la probabilité d‟occurrence de chacune des deux anomalies est suffisamment faible.
La démonstration de la maîtrise du risque de criticité est réalisée pour l‟ensemble des types de colis de déchets MA-HAVL qui seront accueillis sur les installations du stockage :
en fonction des modes de contrôles de la criticité qui seront identifiés. Sur la base du modèle d‟inventaire (MID), chaque famille de colis de déchets peut être associée à un milieu fissile de référence et à une géométrie interne de conteneur,
en fonction de leurs localisations dans les installations de surface, dans les ouvrages de transfert (liaisons surface – fond et galeries souterraines) et dans les alvéoles de stockage,
en fonction des différentes opérations de manutention qui seront réalisées (déchargement des emballages de transport, opérations de transfert, descente en hotte, pré-empilage des colis de stockage,…),
pour les deux phases de la vie de l‟installation de stockage MA-HAVL : la phase d‟exploitation réversibilité et la phase après fermeture.
Pour ce qui concerne la phase après fermeture du stockage, l‟évaluation du risque de criticité doit, par rapport à une installation nucléaire « classique », tenir compte de l‟évolution dans le temps de la matière nucléaire, en termes d‟inventaire et de localisation de la matière fissile, et de son environnement proche (cf. chapitre 4).
Le Tableau 1.6-4 ci-dessous résume les différents périmètres des analyses de criticité à faire afin de justifier de la maîtrise du risque de criticité sur les installations de stockage à tout moment à partir de sa mise en exploitation.
Tableau 1.6-4 Périmètres des analyses de criticité
t0 → → temps → → Exploitation Long terme Localisation du colis
dans les installations de surface sans objet
dans les installations souterraines
Il faut souligner que bien que plusieurs périmètres pour l‟analyse de criticité soient considérés, puisque les exigences issues de l‟une d‟entre elle contraindront les autres, une cohérence d‟ensemble est assurée. Ainsi, la conception des installations de stockage (les architectures des installations de surface et souterraines, les colis de stockage…) prend en compte les exigences les plus contraignantes mises en exergue lors de l‟analyse d‟un des périmètres précité. Par exemple, la limite de masse admissible par colis primaire dans un colis de stockage est contrainte par la limite de masse la plus basse qui sera déterminée pour les installations de surface et les installations souterraines en exploitation ou après fermeture.
Par ailleurs, l‟Andra favorise à la conception du stockage les dispositions constructives de maîtrise du risque de criticité par rapport à des consignes d‟exploitation afin de réduire le risque lié au facteur humain. Ainsi, la conception des colis de stockage et des installations de surface et souterraines participe à la robustesse de la démonstration de la maîtrise du risque de criticité.
Les critères d‟admissibilité retenus à ce stade des études pour la conception du stockage sont résumés dans le tableau ci-après (Tableau 1.6-5).
Tableau 1.6-5 Critères d’admissibilité proposés à ce stade des études pour les différentes situations
Situation normale Situations incidentelles Phase d‟exploitation et de réversibilité keff + 3 ≤ 0,95 keff + 3 ≤ 0,97
Phase après-fermeture keff + 3 ≤ 1 ou 0,98
A cet égard, pour l‟évaluation du risque de criticité qui sera présentée dans les dossiers associés à la DAC en 2014, l‟Andra prendra en compte les résultats expérimentaux obtenus grâce au programme de recherche MIRTE (Matériaux Interaction Réflexion, Toutes Epaisseurs). Ces résultats permettront de mieux justifier la qualification des codes de calculs utilisés au regard des modélisations retenues pour les calculs de criticité et d‟affiner si nécessaire les marges de sûreté.
Enfin, pour ce qui concerne la phase d‟exploitation, les installations du stockage sont décomposées en unités fonctionnelles (ou unités de criticité) qui sont caractérisées par des modes de contrôles (masse, géométrie…) associés à des limites. Ainsi, pour le mode de contrôle par la masse, la caractérisation des
colis primaires est effectuée par les producteurs qui s‟assurent de leur conformité avec leurs spécifications de production. Des contrôles seront réalisés par l‟Andra afin de vérifier, par sondage, le respect des spécifications d‟acceptation du stockage par les producteurs et la fiabilité des déclarations de la masse de matières fissiles. Ainsi, chaque colis primaire a fait l‟objet dans l‟installation expéditrice de contrôles ou de mesures qualifiées afin de garantir notamment le respect des masses de matières fissiles par colis primaire au regard de la spécification d‟acceptation du stockage. L‟Andra gère donc chaque unité de criticité ayant un mode de contrôle par la masse sur la base de la déclaration du producteur, de l‟identification et du suivi de chaque colis primaire et colis de stockage.
1.6.7 Le modèle d’inventaire des colis de déchets
Conformément au « Guide de sûreté relatif au stockage en formation géologique profonde publié par l‟ASN en 2008 » (ex RFS III.2.f), les colis participent à la sûreté de l‟installation de stockage en phase d‟exploitation, ainsi qu‟autant que nécessaire à la sûreté du stockage après fermeture de l‟installation.
De ce fait, ils doivent être caractérisés et leur qualité garantie. Les recherches qui ont débouché sur le dossier 2005 HAVL argile ont permis de préciser les paramètres essentiels pour la sûreté et les principales incertitudes résiduelles, en distinguant plusieurs catégories de colis de déchets.
Une particularité fondamentale des déchets destinés au stockage « géologique profond » est la coexistence, avant même que le concept de stockage ne soit défini, de trois niveaux d‟avancement du processus de création des colis primaires de déchets :
des déchets anciens déjà conditionnés, auxquels la définition du concept de stockage doit s‟adapter, sous réserve d‟une maîtrise de l‟évolution à long terme permettant le respect des exigences de sûreté,
des déchets existants en vrac, dont le conditionnement peut être défini en même temps que le concept de stockage, sous réserve d‟être conditionnés au plus tard en 2030,
des déchets non encore produits à ce jour pour lesquels les volumes, caractéristiques et processus de production, traitement et conditionnement peuvent évoluer, sous certaines limites.
Pour dimensionner les installations souterraines de stockage, l‟Andra a élaboré un modèle d‟inventaire de dimensionnement (MID). Conformément au décret du 16 avril 2008, le MID a été mis à jour en 2009 (Andra, 2009d).
Le MID ajoute des marges aux prévisions des producteurs de déchets pour tenir compte des incertitudes sur les scénarios de production électronucléaire et de gestion des déchets, sur les caractéristiques des colis et sur leur inventaire. Il prend aussi en compte les incertitudes sur l‟acceptabilité de certains déchets dans les stockages actuels ou futurs en surface ou à faible profondeur. Le MID définit ainsi des données d‟entrée prudentes sur les colis primaires pour le dimensionnement du futur stockage en formation géologique profonde.
Le MID est organisé en « colis-types ». Il s‟agit d‟une structure arborescente organisant les diverses familles de colis primaires de déchets en fonction de leurs caractéristiques les plus importantes pour la conception du stockage. Il apporte les éléments suivants :
description représentative des déchets HA-MAVL et des combustibles existants et prévisionnels suivant différents scénarios,
hypothèses de conditionnement des déchets anciens non conditionnés et des déchets futurs, structuration de l‟inventaire, initialement décrit par une centaine de familles de déchets conditionnés ou non, en colis types déclinés suivant une arborescence allant de un à trois niveaux, description détaillée des caractéristiques techniques des colis types (géométries, caractéristiques radiologiques et chimiques, caractéristiques thermiques, débits de dose, caractéristiques mécaniques, …),
données quantitatives de production avec chroniques (début-fin de production, flux).
La description des colis-types se fonde sur des « dossiers de connaissances » établis par les producteurs des déchets pour les différentes familles de déchets, conditionnés ou non. A ce stade du projet, la fourniture des dossiers de connaissances par les producteurs et leur analyse par l‟Andra est une donnée d‟entrée mais ne préjuge pas l‟acceptation des colis en objet dans le futur stockage.
Nota : Des projets de spécifications d‟acceptation des colis en stockage seront établis et joints au dossier de demande d‟autorisation de création. Il existe un lien entre le niveau de connaissance, les exigences spécifiées et les paramètres utilisés dans l‟analyse de sûreté du stockage. Ces spécifications résultent des analyses de sûreté sous-tendant le rapport de sûreté joint à la demande d‟autorisation de création, puis à la demande de mise en service. Elles évolueront au gré du retour d‟expérience tout au long de la vie de l‟installation. Une fois le stockage mis en service, l‟acceptation d‟un colis par l‟Andra se fondera sur le respect de ces exigences spécifiées, à l‟instar des centres de surface.
1.6.7.1 Les déchets de haute activité (HA)
Les déchets HA sont, pour l‟essentiel, les produits de fission et les actinides mineurs (neptunium, américium et curium) contenus dans les combustibles usés, qui sont séparés de l‟uranium et du plutonium lors du traitement. Ils sont calcinés et incorporés dans une matrice de verre. Le verre est coulé en température dans un conteneur en acier inoxydable. La haute activité « beta - gamma » des déchets HA vitrifiés génère un dégagement thermique important, qui décroît dans le temps, principalement avec la décroissance radioactive de produits de fission de période d‟environ trente ans (césium 137, strontium 90).
Les combustibles non traités inclus dans le modèle d‟inventaire comprennent en particulier des combustibles résiduels issus de réacteurs « UNGG », des combustibles issus d‟activités de recherche, des combustibles de la propulsion nucléaire. Quelques sources scellées usagées au strontium 90 sont également identifiées comme susceptibles d‟être stockées en formation géologique profonde avec les déchets HA.
Les combustibles usés issus de la production électronucléaire sont actuellement considérés comme des matières, qui sont traitées pour réduire la quantité et la nocivité des déchets radioactifs.
Conformément au Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs, des études sont
Conformément au Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs, des études sont