33
CHAPITRE1
Chapitre 1-Introduction
35
1. INTRODUCTION
Les questions liées à la sûreté nucléaire en général et à la gestion des déchets radioactifs en particulier retiennent toujours l’attention du public du fait de leur impact possible sur de nombreux aspect de la société humaine. En effet, les déchets nucléaires de haute activité peuvent émettre pendant des dizaines, voire même des centaines d’années, des rayonnements ionisants dangereux pour l’environnement. La plupart des pays concernés par cette technologie s’oriente vers la solution du stockage des déchets radioactifs qui a pour but de confiner et de retarder le retour des radioéléments à la biosphère aussi longtemps qu’ils sont dangereux. Un tel stockage est généralement envisagé en formation géologique profonde afin d’assurer la sûreté à long terme. De plus, en raison de l’importance et de la complexité du problème, des recherches scientifiques sont nécessaires pour concevoir, exécuter et exploiter un tel stockage. Ces recherches permettent d’évaluer la sûreté du stockage et d’obtenir l’adhésion de la collectivité sociale.
Cette thèse se place dans ce contexte. Elle vise à étudier, dans une approche à la fois théorique et numérique, le comportement d’une roche hôte actuellement retenue pour le projet français de stockage de déchets radioactifs. Dans ce premier chapitre, le contexte de la recherche (c.-à-d. le stockage de déchets radioactifs), la problématique et les objectifs de ce travail, ainsi que la méthodologie retenue, sont présentés.
1.1 Stockage de déchets radioactifs en formation géologique profonde
1.1.1 Origine et classification des déchets radioactifs
Selon l’Agence Internationale de l’Énergie Atomique (AIEA), est considérée comme déchet radioactif « toute matière pour laquelle aucune utilisation n'est prévue, et qui contient des radionucléides en concentrations supérieures aux valeurs que les autorités compétentes considèrent comme admissibles dans des matériaux propres à une utilisation sans contrôle ».
Les déchets radioactifs proviennent essentiellement de l'industrie nucléaire. Pour le reste, ils sont issus de l'utilisation d'éléments radioactifs dans les hôpitaux, les universités et certaines industries non nucléaires, ainsi que des activités liées à la défense.
A partir de critères internationalement reconnus, une classification des différents types de déchets, fondée notamment sur le niveau de radioactivité des substances et
la durée de leur activité radioactive, a été définie par l'Autorité de Sûreté Nucléaire
(ASN) :
• les déchets de haute activité (HA) et les déchets de moyenne activité et à vie longue (MA-VL) issus essentiellement du cœur des réacteurs nucléaires • les déchets de faible et moyenne activité à vie courte (FMA-VC), déchets
36
• les déchets de très faible activité (TFA), matériaux activés provenant du démantèlement de sites nucléaires
• les déchets de faible activité à vie longue (FA-VL), déchets radifères et graphites
(a) (b)
Fig 1-1. Niveau de radioactivité (a) et volume (b) relatifs des déchets radioactifs par type de déchets, en France, fin 2010 (ANDRA, 2012)
Dans cette classification, le niveau de radioactivité est caractérisé par « le nombre de désintégrations par seconde » ; cette grandeur physique s'exprime en Becquerel (Bq) (voir Fig 1-1). La durée de l’activité radioactive est définie comme la durée au bout de laquelle le déchet perd la quasi-totalité de son activité radioactive. Des déchets dits « à vie longue » ont une période d’activité supérieure à plusieurs milliers d’années.
Selon l’inventaire national des déchets radioactifs et des matières valorisables effectué par l’Andra (Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs) (ANDRA, 2012), 44 000 m3 de déchets HA et MA–VL ont été produits à fin 2010, soit une concentration de l’essentiel de la radioactivité dans seulement 3,3% du volume total produit (Fig 1-1). De plus, d’ici à 2020, 50 000 m3 de déchets seront entreposés. Chaque déchet nécessite une gestion différente et particulièrement les plus dangereux pour l’homme, à savoir les déchets de haute activité et de moyenne activité et à vie longue. La problématique de la gestion présente et future des déchets HA et MA–VL est donc plus que jamais d’actualité.
1.1.2 Gestion des déchets de haute activité à vie longue en France
1.1.2.1 Contexte législatif français
En France, pour définir des solutions de gestion à long terme des déchets radioactifs de haute activité à vie longue, la loi du 30 décembre 1991 a retenu trois axes de
Chapitre 1-Introduction
37
recherche : la séparation/transmutation, le stockage en couche géologique profonde et l’entreposage de longue durée en surface. L'ensemble de ces recherches a été confiée au CEA (Commissariat à l’Énergie Atomique) et à l'Andra.
Pour ce qui concerne le second axe relatif au stockage géologique, un rapport a été remis au Parlement en 2005 au terme de quinze années d'études et de recherches comprenant, entre autres, la construction d'un laboratoire souterrain. Les évaluations et discussions qui ont suivi ont conduit à la loi de programme n° 2006-739 du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs. Cette loi établit un calendrier d’objectifs en vue d'une éventuelle installation de stockage souterrain, allant de recherches scientifiques amont vers des études plus appliquées, notamment d’ingénierie. Elle prévoit l'instruction d'un dossier de demande de création à l'horizon 2015 et si cette étape se concluait positivement, la mise en exploitation d'une installation de stockage pourrait intervenir à l'horizon 2025.
Dans ce cadre, l’IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire) a pour mission d’évaluer la sûreté d’un tel stockage géologique et développe donc sa propre expertise dans ce domaine.
1.1.2.2 Laboratoire de recherche souterraine
Afin de permettre la caractérisation des couches géologiques potentiellement hôtes, d’élaborer des essais et/ou de mettre au point de nouvelles technologies adaptées aux contraintes in-situ, tous les grands programmes nationaux de stockage de déchets radioactifs prévoient la réalisation d’un ou de plusieurs laboratoires de recherche souterrains (OCDE, 2001).
Ces laboratoires souterrains peuvent être de deux types : soit ils ne serviront pas eux-mêmes d’installations de stockage mais fourniront des informations utiles pour la réalisation de celles-ci, soit ils constitueront la première étape dans le développement d’un nouveau site.
L’avantage majeur d’un laboratoire souterrain est qu’il offre un accès direct au milieu géologique dans des conditions plus ou moins représentatives de celles qui existeront dans un stockage réel. De plus, il permet d’obtenir l’adhésion du public dans la gestion des installations futures en démontrant leur faisabilité. Enfin, il peut attirer la collaboration internationale de manière bénéfique, en augmentant les compétences et les savoir-faire.
En France, c’est le laboratoire de recherche souterrain de Meuse/Haute-Marne, exploité par l’Andra qui joue ce rôle (Fig 1-2 et Fig 1-3). Situé à environ 500m de profondeur, il se situe près de la commune de Bure (Meuse). Les argilites de Bure, ou argilites du Callovo-Oxfordien (COx), dans lesquelles il est creusé, possèdent a priori des caractéristiques physiques, hydrauliques, chimiques et mécaniques favorables au stockage en couche géologique profonde.
38
Fig 1-2. Installations de surface et souterraines autour des puits du laboratoire souterrain de Bure (www.andra.fr)
(a) (b)
Fig 1-3. (a) Laboratoire de Bure (Bérest & Shapira, 2011)– (b) Argilites du COx
En effet, les mesures (ANDRA, 2005) effectuées jusqu’à présent montrent que cette formation géologique a des propriétés intéressantes :
• une porosité très faible, de l’ordre de 15%
• une perméabilité de la roche saine comprise entre 10-13 et 10-14 m.s-1
Ces mesures ont été effectuées lors des campagnes de forage successives et sur échantillons.
1.1.2.3 Concept multi-barrière
Un exemple d’architecture de stockage géologique (ANDRA, 2009) est présenté sur les Fig 1-4 et Fig 1-5. Il comporte quatre puits d'accès verticaux, une double descenderie d’environ 5 km de long, des galeries de liaison principales et secondaires dont le linéaire total atteint la centaine de kilomètres et enfin, des alvéoles de stockage (Fig 1-5b) dans lesquelles seraient stockés les déchets
Chapitre 1-Introduction
39
radioactifs MA-VL et HA. Situées à 500 m de profondeur environ, les installations souterraines devraient s’étendre sur une surface totale de l’ordre de 15 km².
Fig 1-4. Schéma de principe du projet de centre industriel de stockage géologique Cigéo (ANDRA, 2009)
L'objectif du stockage est de confiner efficacement les éléments radioactifs afin de retarder au maximum leur retour vers la biosphère. Pour ce faire, un concept de multi-barrières (ANDRA, 2005), qui consiste à interposer entre la biosphère et les déchets radioactifs une succession d’ouvrages de confinement (Fig 1-6), est mis en œuvre :
• la vitrification des déchets : les déchets de haute activité sont enrobés dans une matrice de verre qui sera donc la première barrière ;
• les conteneurs métalliques en acier inox dans lesquels sont disposés les déchets vitrifiés constituent une seconde barrière ;
• le scellement à des emplacements ponctuels pour couper tout cheminement hydraulique possible (dans les zones endommagées par le creusement, au croisement des galeries, aux intersections entre puits et galeries…) ;
• la barrière géologique, c'est-à-dire la roche environnante du centre de stockage (roche hôte).
40
Fig 1-5. (a) Schéma d’une installation de stockage en couche géologique profonde (www.andra.fr) ;
(b) Alvéole du concept tunnel court en cours d’exploitation (ANDRA, 2005)
La barrière géologique (la roche hôte) est choisie principalement pour ses propriétés physico-chimiques favorables :
• tout d’abord, sa capacité à empêcher l'arrivée de l’eau, vecteur de migration des radionucléides et de corrosion des colis ;
• ensuite sa capacité à diffuser la chaleur émise par les colis thermiques, sa stabilité mécanique dans le temps (qui conduit à exclure les régions à risque sismique ou présentant des érosions importantes)
• enfin son faible attrait pour les générations futures (c’est-à-dire le fait qu’elle ne constituera pas une ressource minérale ou fossile exploitable).
La complémentarité des différentes barrières est censée ralentir l'ensemble des radioéléments et la redondance de celles-ci devrait permettre de pallier la
Chapitre 1-Introduction
41
défaillance de l’une d’entre elles. En effet, les déchets contiennent différentes sortes de radioéléments dont le pouvoir de pénétration varie selon le type de barrière. La durée de vie des barrières diffère également d'une barrière à l'autre. Par exemple, la durée de vie des conteneurs métalliques est de quelques milliers d'années, celle de la formation géologique est de quelques millions d'années.
En France, le projet de stockage élaboré par l’Andra est conçu pour être réversible pendant une centaine d'années afin de laisser aux générations futures d’importantes possibilités de choix de gestion et d’adaptation du processus de stockage compte tenu des avancées scientifiques et technologiques. Ainsi, les ouvrages sont conçus de façon à permettre une gestion progressive et flexible de la fermeture du stockage. La fermeture des installations souterraines est prévue par étape : d’abord les alvéoles, puis les galeries de manutention et de liaison, enfin les puits d’accès. La facilité à reprendre des colis diminue ainsi au fur et à mesure de l’avancement du processus de fermeture. De plus, des dispositifs d’observation de ces ouvrages sont prévus dès la conception afin de suivre l’évolution des colis, alvéoles et galeries pendant l’exploitation du stockage ainsi que sa fermeture progressive.
Fig 1-6. Concept multi-barrières
1.1.3 Gestion des déchets de haute activité à vie longue dans d’autres pays
Pour ce qui concerne la gestion des déchets radioactifs de haute activité, un consensus international émerge autour de la solution du stockage géologique profond. La plupart des pays recourant à l’énergie nucléaire sont engagés dans un processus de définition d’une solution de stockage. D’un pays à l’autre, les variantes sur les solutions étudiées sont fonction des conditions géologiques locales.
La Finlande a choisi en décembre 2000 le granite du site d'Olkiluoto pour le stockage profond définitif de tout son combustible usé.
42
Le Japon a promulgué une loi en juin 2000 sur le stockage final des déchets radioactifs. Il lui reste à choisir un site adapté. Des recherches sont menées sur le granite et les roches sédimentaires.
Le Canada étudie le stockage direct des combustibles usés dans le granite du Bouclier canadien.
L’Allemagne dispose de deux sites construits : Morsleben dans le sel, et Konrad dans une ancienne mine de fer. Gorleben, en formation saline, en cours de construction, fait actuellement l’objet d’un moratoire. Le site est associé à un entreposage de surface des emballages de combustibles usés et à une usine de conditionnement des assemblages combustibles, en vue de leur stockage "direct" en profondeur.
La Suède étudie aussi le stockage direct des combustibles usés dans le granite, à Aspö, au bord de la Baltique. A ce jour, une piscine souterraine permet d'accueillir le combustible pour entreposage dans l'attente du stockage définitif.
La Belgique dispose d’un laboratoire de recherche souterrain dans l’argile de Boom à Mol.
Les Etats-Unis construisent deux projets. L’un, pour les déchets issus de l’industrie de l’armement, le Waste Isolation Pilot Plant (WIPP, Nouveau Mexique), dans des couches salines, qui a accueilli son premier déchet en 1999. En mars 2004, environ 20 000 m3 y étaient déjà été stockés. L’autre, prévu initialement pour accueillir les déchets issus de l’industrie nucléaire civile, dans le tuff de Yucca Mountain (Nevada) est actuellement suspendu.
La Suisse étudie également le stockage en formation géologique dans l’argile. Les Suisses mènent leurs études dans le Jura, dans un laboratoire souterrain creusé à partir d’un tunnel routier à Mont Terri. Le granite comme roche hôte représente une option de réserve.
1.2 Problématique et objectifs du travail
1.2.1 Problématique
Au vu du panorama international relatif au stockage des déchets radioactifs qui vient d’être présenté, il semble que toutes les solutions existantes dans le monde accordent un rôle primordial à la barrière géologique. Si différentes solutions sont proposées dans différents pays en fonction des spécificités géologiques de chacun, les études de caractérisation de la formation géologique hôte sont toujours une tâche clé pour l’évaluation de la sûreté du stockage.
En parallèle des études expérimentales, des modélisations du comportement de la roche hôte sont indispensables pour comprendre les phénomènes intervenants et prédire leurs évolutions lors de la construction, l’exploitation et surtout la phase post-fermeture du stockage. Généralement, les facteurs suivants doivent être pris en compte dans les modélisations :
Chapitre 1-Introduction
43
• Les déchets HA étant exothermiques (ANDRA, 2005), leur mise en place dans le stockage devrait provoquer une élévation de température de la roche environnante. Un comportement non isotherme doit donc être envisagé. • L'une des spécificités fondamentales des géomatériaux est la présence en leur
sein d'un espace poral plus ou moins saturé en fluides et nécessitant un modèle poromécanique pour les décrire. De plus, puisque que les radioéléments sont transportés par les fluides, la prise en compte des propriétés de transfert hydraulique est aussi importante.
• Des phénomènes chimiques tel que la recristallisation de la smectite et/ou la transformation de quartz peuvent avoir lieu (Hueckel & Pellegrini, 2002) et dans certains cas, ne peuvent pas être négligés.
En outre, un aspect très important mais difficile à prendre en compte concerne les
couplages de ces différents phénomènes physiques. A titre d’exemple, une
augmentation de la température provoque d’une part, un changement de la pression interstitielle dû aux dilatations thermiques différentielles entre le fluide et les minéraux solides et d’autre part, une interaction chimique entre minéraux (Hueckel & Pellegrini, 2002). Le premier phénomène entraîne un gradient hydraulique alors que le second modifie le comportement mécanique dans la mesure où les caractéristiques mécaniques des géomatériaux dépendent de leur composition minéralogique (Chiarelli, et al., 2003). Compte tenu du couplage hydromécanique dans les milieux poreux, ces modifications de caractéristiques mécaniques pourraient, à leur tour, modifier les propriétés hydrauliques du milieu (par exemple, une diminution de la résistance mécanique accélèrera la création de fissures ; l'endommagement induit pourrait alors affecter la perméabilité hydraulique). En tout état de cause, des gradients hydrauliques plus forts et une dégradation des
propriétés hydrauliques favoriseront des écoulements susceptibles d’accélérer le
transport des radioéléments. En outre, la présence de matières (minérales, organiques, biotiques…) en suspension dans l’eau interstitielle pourrait modifier la mobilité des radioéléments dissouts dans l’eau (sorption à la surface de la phase solide, mécanismes de rétention physico-chimique tels que : interaction électrostatique, interaction de Van der Waals, etc.)
Cet exemple montre que si la prise en compte des couplages multi-physiques Thermo-Hydro-Mécanico-Chimiques (THMC) constitue un enjeu majeur pour l’étude d’un stockage profond de déchets radioactifs, celle-ci devient cependant rapidement très complexe. Pour simplifier, dans chaque problème concret, la recherche des phénomènes dominants à capter et à modéliser s’impose.
En France, comme indiqué dans la section 1.1.2, l’argilite est actuellement envisagée comme formation hôte pour le stockage géologique des déchets radioactifs. C’est donc sur ce type de roche que se focalisera ce travail de thèse. L’argilite présente sur le site de Bure présente les principales caractéristiques suivantes, observées à travers des essais qui seront détaillées dans le Paragraphe 5.1 (Chapitre 5) :
44
• L’argilite du Callovo-Oxfordien ne se comporte pas comme un milieu poreux classique, avec une phase solide et une phase liquide, mais plutôt comme un
matériau multi-échelles (M'Jahad, 2012) (Cariou, et al., 2013).
• Ce matériau, comme plusieurs autres types de roche, peut être fragile dans certaines situations ( (Chiarelli, et al., 2003), (Maleki, 2004), (M'Jahad, 2012)). L’apparition et le développement de microfissures sous différents types de chargement ont clairement été observés.
• A court terme, le comportement de cette roche est plutôt élasto-plastique alors qu’à long terme, la présence de fluage a été observée ( (Gasc-Barbier, et al., 2004), (Zhang & Rothfuchs, 2004) (Zhang, et al., 2010)). La viscosité associée à ce fluage est de l’ordre de 10/Ï ". (Zhang, et al., 2010), ce qui conduit à un temps caractéristique de fluage élevé, c’est-à-dire que le fluage ne serait clairement observable que sur des essais longs.
A partir des remarques faites ci-dessus, il nous semble que le comportement mécanique de l’argilite nécessite le développement d’un modèle hydromécanique spécifique. En effet, dans le cas du stockage de déchets radioactifs en formation géologique profonde, l’échelle de temps à prendre en compte est de l’ordre de plusieurs dizaines de milliers d’années. En conséquence, le fluage de la roche apportera des influences visibles et importantes sur le comportement. Ainsi, ce comportement hydromécanique doit être couplé à l’élastoplasticité à court terme et à la viscoplasticité à long terme.
De plus, la zone de roche hôte située à proximité des ouvrages d’accès au stockage (descenderies et puits d’accès, galeries de liaison, alvéoles) peut être endommagée par le creusement et constituer une voie de passage préférentielle pour l’eau. En effet, pendant les phases d’excavation, la variation du champ de contraintes autour des galeries dû au déchargement mécanique induit une fracturation et par conséquent, une forte augmentation de la perméabilité autour des galeries (cf. chapitre 5). En 2003, des experts réunis au sein d’une conférence au Luxembourg (McEwen, 2003) ont défini la « zone endommagée » ou EDZ (Excavation Damaged Zone) comme étant la zone fracturée et microfissurée autour des ouvrages, susceptible d’impacter la sûreté du stockage. Afin de limiter l’afflux d’eau dans les galeries, l’Andra propose différentes techniques de creusement visant à réduire la formation et l’extension de la zone endommagée à court et long terme ou des techniques visant à restituer les propriétés initiales du milieu en interrompant la continuité de la zone endommagée (saignées de bentonite) (ANDRA, 2005). Ceci montre l’importance de la prise en compte de l’endommagement mécanique dans le comportement hydromécanique de la roche hôte.
Pendant la phase d’excavation, en parallèle du déchargement mécanique du massif se produit également un déchargement hydraulique de celui-ci, qui se poursuit pendant la phase d’exploitation du stockage. Dans les ouvrages ventilés, la paroi des cavités est en partie asséchée par la désaturation (Jia, et al., 2007). Ainsi, dans l’EDZ au voisinage des galeries souterraines, l’état de la roche est partiellement saturé.
Chapitre 1-Introduction
45
Cette désaturation pourrait induire de l’endommagement et modifier la viscoplasticité de la roche et par conséquent, impacter significativement le comportement du stockage.
Les points énumérés ci-dessus conduisent à considérer la prise en compte des couplages entre plusieurs phénomènes comme la plasticité, le fluage, l’endommagement et la saturation partielle dans le comportement hydromécanique de la roche, notamment pour modéliser le comportement de l’EDZ.
1.2.2 Objectifs
Dans ce contexte, ce travail de thèse vise à modéliser un comportement PoroPlastique Endommageable Non Saturé (PPE-NS) applicable au cas d’une argilite. Ce modèle tient compte des effets de l’endommagement et des déformations plastiques sur non seulement la partie mécanique mais aussi la partie hydraulique