Les données d’entrées - Stockage réversible profond - étape 2009 : Options de sûreté du stockag

Conformément à la démarche présentée en 1.5, cette section présente les principales données d‟entrées utilisées pour l‟établissement des options de sûreté notamment les référentiels de sûreté (cf. sections 1.6.1.1 et 1.6.1.2) et les principales caractéristiques des colis (cf. § 1.6.7), du site (cf. §1.6.9) et des architectures de stockage (cf. 1.6.11). Les données colis, site et conception sont présentées en détail :

dans le référentiel de connaissance et le modèle d‟inventaire de dimensionnement pour ce qui concerne les colis,

dans le référentiel de site qui présente l‟état des connaissances du site,

dans le document « options de conception » relatif à l‟état d‟avancement de la conception des installations de surface et souterraines.

Cette section termine par une synthèse des fonctions de sûreté en exploitation et à long terme et des recommandations associées.

1.6.1 Références externes applicables

De par son impact potentiel sur l‟environnement, les populations et les travailleurs, une installation de stockage de déchets radioactifs doit être conçue, installée, exploitée, mise à l‟arrêt et surveillée conformément à la réglementation en vigueur.

Cette réglementation est constituée de codes, lois, décrets, arrêtés et circulaires qui définissent les acteurs, les démarches d‟analyses à mettre en œuvre, les démonstrations à fournir, les critères de sûreté à analyser ainsi que les limites jugées acceptables qui devront être respectées tout au long de la vie de l‟installation pour garantir sa sûreté et la sécurité des travailleurs.

Ces textes réglementaires sont complétés par des référentiels de sûreté qui, bien que n‟ayant pas une portée réglementaire, fournissent des prescriptions et des recommandations aux concepteurs, constructeurs et exploitants d‟installations nucléaires pour démontrer que leur installation respecte les exigences réglementaires.

Le présent document n‟a pas vocation à lister l‟ensemble de la réglementation applicable, seuls les référentiels de sûreté concernant et influençant les options de conception et les options de sûreté sont présentés dans cette section. Quelques décrets et lois importants sont rappelés dans la liste des références. Lorsque nécessaire, certains arrêtés ou décrets sont mentionnés tout au long du document.

1.6.1.1 Le guide de sûreté relatif au stockage (ex RFS III.2.f) – un texte de référence

Le Guide de sûreté relatif au stockage définitif des déchets radioactifs en formation géologique profonde publié par l‟Autorité de Sûreté Nucléaire le 21 mars 2008⁶ définit les objectifs de protection de la santé des personnes et de l‟environnement, les principes de sûreté et les bases de conception de l‟installation de stockage liées à la sûreté ainsi que la méthode de démonstration de la sûreté du stockage. L‟objectif fondamental de sûreté du stockage est défini de la façon suivante :

« La protection de la santé des personnes et de l’environnement constitue l’objectif fondamental de sûreté assigné au stockage des déchets radioactifs en formation géologique profonde. Elle doit être assurée envers les risques liés à la dissémination de substances radioactives et de toxiques chimiques.

Après la fermeture de l’installation de stockage, la protection de la santé des personnes et de l’environnement ne doit pas dépendre d’une surveillance et d’un contrôle institutionnel qui ne peuvent pas être maintenus de façon certaine au-delà d’une période limitée. »

En conséquence, le milieu géologique est choisi, et l‟installation de stockage proposée dans le dossier Argile 2005 et faisant l‟objet de ce jalon 2009 est conçue, de telle sorte que sa sûreté après fermeture soit assurée de façon passive afin de protéger les personnes et l‟environnement des substances radioactives et des toxiques chimiques contenus dans les déchets radioactifs, sans qu‟il soit nécessaire d‟intervenir.

« Les caractéristiques du site retenu, l’implantation de l’installation de stockage, la conception des composants artificiels (colis, composants ouvragés) et la qualité de leur réalisation constituent le fondement de la sûreté du stockage. » Dans ce cadre, on s‟assure de leur adéquation à l‟objectif fondamental.

6 Ce guide reprend en grande partie la Règle fondamentale de sûreté n°III.2.f de juin 1991, en la mettant en conformité avec les dispositions des articles L542-1 à L542-14 du code de l‟environnement, des articles L1333-1 à L1333-20 du code de la santé publique et des décrets pris pour leur application, à la loi de programme n°2006-739 du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs (notamment concernant la réversibilité), ainsi qu‟à la convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs

Les dispositions de conception du stockage (architecture, choix des matériaux) présentées dans le chapitre 4 sont conformes au guide de sûreté et répondent aux exigences suivantes :

un positionnement des liaisons surface-fond adapté aux caractéristiques géologiques et hydrogéologiques du site afin de contribuer à limiter la migration des radionucléides,

la sectorisation de l‟installation de stockage en modules pouvant être facilement isolés les uns des autres de manière à minimiser les conséquences d‟un court-circuit hydraulique d‟une partie du système de stockage,

la réalisation d‟alvéoles de stockage selon une architecture permettant de limiter la vitesse de circulation d‟eau à proximité des colis, indépendamment du rôle que peuvent jouer les composants ouvragés pour limiter ces circulations,

la limitation à une valeur inférieure à 100°C de la température maximale atteinte à l‟interface entre les colis et les ouvrages de stockage,

la limitation de la perturbation chimique des ouvrages de stockage.

L‟opportunité de retenir ces dispositions pour la conception du système de stockage est étudiée sur la base de l‟analyse de leur compatibilité avec une exploitation sûre de l‟installation et avec le respect des conditions de réversibilité tel que recommandé par le guide de sûreté.

1.6.1.2 Les autres référentiels de sûreté applicables

Les règles fondamentales et guides de sûreté relatifs aux installations nucléaires de base sont définis majoritairement pour des installations nucléaires de surface autres que les centres de stockage. La spécificité du centre de stockage en profondeur, qui est constitué à la fois d‟installations en surface et en profondeur, a amené l‟Andra à vérifier la possibilité de transposer ou non chaque référentiel identifié. Cette analyse des règles (ou guides) est faite sur les installations suivantes :

installations de surface,

installations de transfert de colis de déchets (puits, descenderie,…), installations nucléaires souterraines.

Les analyses de risques présentées dans les chapitres 2, 3 et 4 ont mis en œuvre ces référentiels de sûreté. Une synthèse de cette analyse est présentée dans le Tableau 1.6-1 ci-après :

Tableau 1.6-1 Guides et référentiels de sûreté mis en œuvre

Intitulé RFS/Guide niveaux de risques et des contraintes de dimensionnement similaires. les installations ; pas de prise en compte au stade 2009 d‟un coefficient d‟atténuation avec la profondeur mais sera pris pour la DAC si éléments suffisants.

- Prise en compte des avancées de la connaissance du site depuis 2005 (Andra, 2009e).

Intitulé RFS/Guide

12 avril 1984) Applicable Sans objet Sans objet

- Au stade de 2009, identification d‟éventuelles sous-zones à l‟intérieur de la zone de transposition de 250 km²

18 octobre 1984) Applicable Transposable Transposable

- Au stade de 2009, ce risque est évalué pour toutes les phases de vie au regard des données relatives aux colis de déchets disponibles et de leurs évolutions (inventaire, géométrie…) dans le temps (migration des radionucléides fissiles). Ce risque est évalué pour chaque option de conception envisagée (type de colis de stockage, nature

- Application aux installations de transfert et souterraines sur la base de l‟arrêté.

- Vérifier la compatibilité des moyens de lutte contre l‟incendie en mines ou tunnels par rapport aux installations nucléaires.

- La pertinence d‟une ventilation nucléaire dans les installations souterraines sur de grandes longueurs a été analysée, la notion de locaux étant plus difficilement applicable.

Ce tableau amène les principaux commentaires suivants :

La connaissance des risques d‟origine externe liés aux activités humaines et à l‟environnement naturel est une donnée importante et liée du choix du site d‟implantation des installations nucléaires de surface. En effet, le dimensionnement et la mise en œuvre de moyens de protection de l‟installation vis-à-vis de ces risques est lié à l‟occurrence des agressions pouvant être provoquées par l‟environnement humain et naturel. Le dimensionnement des installations de surface et des parties proches de la surface des installations de transfert doit être réalisé vis-à-vis des risques externes liés aux activités humaines (chute d‟avion, environnement industriel et voies de communication). Ce dimensionnement est conditionné par la connaissance des données relatives au site d‟implantation de ces installations.

Dans un premier temps, les risques d‟origines externes ont été étudiés en se fondant sur les données disponibles dans la zone de 250 km² afin de déterminer le cas échéant des contraintes de dimensionnement (cf. chapitre 2). Les installations souterraines sont hors du champ d‟application des référentiels relatifs à ces risques à l‟exception du séisme. En l‟absence actuellement de données relative à l‟atténuation du séisme avec la profondeur, l‟installation souterraine et les équipements sont dimensionnés au séisme pris pour les installations de surface. Pour les installations de transfert et les installations souterraines, les données indispensables concernent la conception de ces ouvrages, la connaissance et la caractérisation mécanique des différentes couches géologiques de la zone d‟implantation. Ces ouvrages seront dimensionnés pour résister aux effets d‟un Séisme Majoré de Sûreté (SMS). Une vérification du dimensionnement sera réalisée avec un affaiblissement des matériaux des ouvrages représentatif de la durée prévue pour l‟exploitation.

Un calcul de dimensionnement prenant en compte un vieillissement des matériaux de protection (affaiblissement des caractéristiques mécaniques) permet de prendre en considération les durées d‟exploitation spécifiques à l‟Andra (environ 100 ans).

Les moyens de prévention et de lutte incendie dans les installations répondront in fine aux exigences de la réglementation des mines ou tunnels et de la réglementation des installations nucléaires.

La conception des systèmes de ventilation nucléaire est aussi réalisée sur la base de la RFS II.2 et de la norme ISO 17878 pour l‟ensemble des installations nucléaires (surface, transfert et souterraines).

D‟ici la demande d‟autorisation de création, une veille sur l‟évolution des règles fondamentales de sûreté et/ou des guides de sûreté sera effectuée afin d‟intégrer les dernières évolutions dans la conception. La vérification du respect des exigences de sûreté sera présentée au moment de la Demande d‟Autorisation de Création (DAC).

1.6.1.3 Les publications CIPR

L‟Andra s‟appuie sur les recommandations édictées par la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) applicables aux stockages de déchets radioactifs.

Le système de radioprotection recommandé par la CIPR (récemment mis à jour via la publication n° 103 parue en 2007) repose sur l‟application des principes de justification et d‟optimisation à toute exposition dite contrôlable, qu‟il s‟agisse d‟une situation d‟exposition planifiée, d‟une situation d‟urgence ou d‟une situation existante⁷.

Dans le cas particulier des expositions planifiées, s‟applique également le principe de limitation des doses, efficaces et équivalentes.

Le stockage de déchets radioactifs est un exemple de situation d‟exposition planifiée (Publication n° 103 de la CIPR, Glossaire). Selon la publication n° 81 de la CIPR (Recommandations relatives à la protection radiologique appliquées à la gestion des déchets radioactifs à vie longue), un stockage de déchets radioactifs est susceptible d‟entraîner des expositions potentielles.

La CIPR estime que l‟acceptabilité du stockage repose essentiellement sur le principe d‟optimisation sous contrainte, en tenant compte des facteurs économiques et sociaux, et selon une démarche principalement qualitative. Cette optimisation est progressive et se comprend dans le cadre d‟une démarche itérative de développement du stockage. Elle doit faire appel aux meilleures technologies disponibles, aux bonnes pratiques de l‟ingénierie, et au management de la qualité.

La commission recommande le principe suivant : le niveau de protection des générations futures doit être a minima du même ordre que le niveau de protection actuel. Pour les intervalles de temps considérés, la commission insiste sur le fait que les expositions des groupes critiques sont des indicateurs du niveau de protection atteint et ne doivent pas être considérés comme une prévision de l‟impact sanitaire.

Les deux catégories de situations à considérer pour l‟application des critères de protection radiologique sont les phénomènes naturels et les intrusions humaines non volontaires. La commission estime la protection radiologique satisfaisante dans la mesure où les contraintes liées aux phénomènes naturels sont respectées, où des mesures sont prises afin de diminuer la probabilité des intrusions humaines.

7 Les situations d‟exposition dans un cadre planifié sont des situations impliquant l‟introduction et l‟exploitation délibérées de sources émettrices de rayonnements ionisants (CIPR 103) ; elles entraînent des expositions normales ou potentielles. Les situations d‟urgence sont des situations qui peuvent se produire fortuitement et nécessiter une action urgente afin d‟éviter ou de réduire des conséquences indésirables. Les situations d‟exposition existante sont des situations qui existent déjà lorsqu‟une décision doit être prise pour les maîtriser.

Encadré 1.6-1 Rappel sur les notions de dose

Le Code de la Santé publique définit les notions de dose, notions utilisées dans le cadre de la protection radiologique, comme rappelé ci-après.

Art. R. 1333-8 :

« La somme des doses efficaces reçues par toute personne n'appartenant pas aux catégories mentionnées au II du présent article, du fait des activités nucléaires, ne doit pas dépasser 1 mSv par an. Sans préjudice de la limite définie pour les doses efficaces, les limites de dose équivalente admissibles sont fixées, pour le cristallin, à 15 mSv par an et, pour la peau, à 50 mSv par an en valeur moyenne pour toute surface de 1 cm² de peau, quelle que soit la surface exposée.

Art. R. 1333-10 :

Pour l'application des articles R. 1333-8, R. 1333-9, R. 1333-11 et R. 1333-13, il est procédé à une estimation des doses résultant de l'exposition externe et de l'incorporation de radionucléides, en considérant l'ensemble de la population concernée et les groupes de référence de celle-ci en tous lieux où ils peuvent exister. Pour le calcul des doses efficaces et des doses équivalentes, une décision de l'Autorité de Sûreté Nucléaire, homologuée par les ministres chargés de la santé et du travail, prise après avis de l'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire, définit, compte tenu des effets des radionucléides sur les différents tissus et organes du corps humain :

1° Les méthodes de calcul et les facteurs de pondération qui doivent être utilisés ;

2° Les valeurs de doses efficaces engagées par unité d'activité incorporée, pour chaque radionucléide, ingéré ou inhalé.

Annexe I

Dose efficace (E) : somme des doses équivalentes pondérées délivrées par exposition interne et externe aux différents tissus et organes du corps mentionnés dans l'arrêté mentionné à l'article R. 43-5 du code de la santé publique. Elle est définie par la formule :

E = Σw_T.H_T = Σw_T.Σw_R D_T,R

D _T,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R w_R est le facteur de pondération pour le rayonnement R

wT est le facteur de pondération pour le tissu ou l'organe T.

Les valeurs appropriées de w_T et w_R sont fixées dans l'arrêté mentionné à l'article R. 43-5 du code de la santé publique.

Dose efficace engagée [E(t)] : somme des doses équivalentes engagées dans les divers tissus ou organes [HT(t)] par suite d'une incorporation, multipliées chacune par le facteur de pondération w_T approprié. t désigne le nombre d'années sur lequel est faite l'intégration.

Dose équivalente (H_T) : dose absorbée par le tissu ou l'organe T, pondérée suivant le type et l'énergie du rayonnement R. Elle est donnée par la formule :

H _T,R = w_R D_T,R

D_T,R est la moyenne pour l'organe ou le tissu T de la dose absorbée du rayonnement R. w_R est le facteur de pondération pour le rayonnement R

Lorsque le champ de rayonnement comprend des rayonnements de types et d'énergies correspondant à des valeurs différentes de w_R la dose équivalente totale H_T est donnée par la formule :

H_T = ΣwR D_T,R

Dose équivalente engagée [HT(t)] : intégrale sur le temps (t) du débit de dose équivalente au tissu ou à l'organe T qui sera reçu par un individu à la suite de l'incorporation de matière radioactive. Si la valeur de t n'est pas donnée, elle est implicitement, pour les adultes, de cinquante années. »

1.6.1.4 Les références et pratiques internationales

La démarche de sûreté est cohérente avec les textes relatifs à la sûreté, émis par les organismes internationaux (« requirements » de l‟AIEA, brochures de l‟OCDE) qui fixent des principes qui permettent le dialogue avec la communauté internationale, en établissant des références communes à tous.

Les développements de la réflexion internationale (« Post-closure safety case for geological repositories » de l‟OCDE/AEN) insistent sur la notion de « safety case » (dossier de sûreté) en complément du seul « safety assessment » (évaluation de sûreté). Prolongeant les analyses de risques et évaluations d‟impact, conduites dans le but de vérifier une conformité réglementaire, le « safety case » se présente comme une synthèse d‟arguments de nature multiple contribuant à asseoir la confiance dans la sûreté du stockage.

Les textes des organismes internationaux (AIEA, AEN, CIPR) constituent ainsi une référence et fixent des principes qui permettent le dialogue avec la communauté internationale. En particulier, l‟Andra s‟est référée aux textes en vigueur de la CIPR pour les questions relatives à la protection radiologique.

Par ailleurs, depuis le premier exercice Européen PAGIS « Performance Assessment of Geological Isolation Systems for Radioactive Waste ; Disposal in Clay formations » (1982-1989), la participation à plusieurs exercices organisés sous l‟égide de la communauté européenne (PAMINA, 2006_2009) mais aussi de l‟OCDE/AEN ( INTESC, EBS, AMIGO...) a permis à l‟Andra de se comparer à ses homologues à l‟international et de vérifier que les approches étaient similaires.

Le groupe de revue international piloté par l‟OCDE/AEN composé de spécialistes indépendants qui a évalué le Dossier 2005 Argile a ainsi conclu « que le programme scientifique était largement en accord avec les pratiques internationales ». Ce groupe de revue a aussi noté que les « approches fondées sur l‟utilisation de fonctions de sûreté comme celles choisies par l‟Andra, sont en accord avec les meilleures pratiques internationales. La façon dont l‟Andra traite les fonctions de sûreté est parmi les plus systématiques de celles utilisées internationalement. ». Il a aussi mentionné que « l‟analyse des processus de dissolution de déchets vitrifiés […] ainsi que les modèles sont particulièrement impressionnants et à l‟avant-garde des études internationales ».

1.6.2 Objectifs de protection en phase exploitation vis-à-vis du risque radiologique

On distingue les objectifs de protection retenus pour les situations normales et incidentelles des installations de ceux retenus pour les situations accidentelles.

1.6.2.1 Situation normale

La situation normale correspond au fonctionnement normal de l‟installation qui intègre les opérations de maintenance et les indisponibilités programmées. Elle induit potentiellement une exposition interne et externe des personnes, ainsi que des rejets potentiels d‟effluents (liquides et/ou gazeux) dans l‟environnement. En situation de fonctionnement normal, les moyens de protection radiologique mis en œuvre dans l‟installation doivent permettre de limiter l‟exposition annuelle individuelle (externe et interne) des personnes et du public en deçà des contraintes de doses fixées par l‟Andra. Ces contraintes de doses sont :

5 mSv.an^-1 pour le personnel travaillant en zone nucléaire⁸, 0,25 mSv.an^-1 pour le personnel travaillant hors zone nucléaire, 0,25 mSv.an^-1 pour le public.

8 Les personnes ayant des activités professionnelles localisées en zone réglementée sont considérées comme du personnel travaillant en zone nucléaire. Le classement de ce personnel en catégorie A ou B (Art. R 4453-1 et suivants du code du travail) est basé sur une prévision des doses (efficaces ou équivalentes) annuelles reçues dans une installation en fonctionnement normal.

Ces contraintes représentent une fraction des valeurs de la réglementation française (20 mSv.an^-1 pour les travailleurs en catégorie A et 1 mSv.an^-1 pour le public) en cohérence avec les recommandations de la publication n°103 de la CIPR.

Par ailleurs :

la contamination surfacique des colis et des installations sera limitée aux normes des transports soit 0,4 Bq/cm² pour les émetteurs α et 4 Bq/cm² pour les émetteurs βγ,

les rejets gazeux et liquides seront limités,

le volume et la quantité de déchets nucléaires produits par l‟installation sera minimisé autant que techniquement possible,

le zonage radiologique de l‟installation sera établi suivant l‟arrêté du 15 mai 2006 dont les valeurs

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