Instrumentation d’un procédé de reprise de déchets en fosse

Il existe, sur les sites nucléaires, des colis de déchets ou déchets anciens disposés dans des puits, fosses, tranchées qui ont été produits dans des installations ou procédés aujourd’hui à l’arrêt, comme sur le site de Cadarache sur l’INB56 ou comme nous l’avons vu dans le chapitre 2 sur le site de Marcoule. Les opérations de reprise constituent des laboratoires de développement et de qualification de systèmes de caractérisation radiologique. Les enjeux techniques de ces opérations sont nombreux, ils s’appuient notamment sur le constat que ces colis de déchets, qui n’étaient pas compatibles avec les exutoires, ont été entreposés parfois dans des conditions rudimentaires. Ils sont aujourd’hui repris pour être conditionnés et entreposés de façon sûre.

On rappelle que le concept de déchets anciens répond à la nécessité de différencier les déchets issus d’un procédé lors de son exploitation de ceux issus d’entreposages d’un procédé à l’arrêt. La qualité des déchets anciens est moins maitrisée que celles de colis issus de procédés opérationnels et ils sont donc gérés de façon différente. Pour cela, les procédés de reprise et de traitement de déchets anciens sont plus riches en instrumentation. Ces instruments compensent le déficit d’information sur la qualité radiolo- gique et physicochimique des déchets.

La conception du procédé d’extraction et de conditionnement de déchets anciens débute systématiquement par une évaluation des données historiques. Consolidées par des investigations, elles constituent les éléments des études de premier niveau. En parti- culier les données historiques soutiennent la définition du champ des contraintes applicables aux opérations de reprise, par exemple elles sont utiles pour évaluer si la concentration en noyaux fissiles justifie l’application de consignes pour la gestion de la sous criticité. Il est en effet nécessaire de situer le sujet sur une carte de contraintes dont le vecteur unique est le niveau et la quali- té de l’activité des objets. C’est à partir de cette information unique que le travail d’inventaire des contraintes est assuré par rap- prochement de la qualité radiologique de l’espace de contraintes. Le terme source est décomposé en deux parties distinctes :

 la source primaire qui est le résultat de la contamination contenue dans les déchets,  la source secondaire qui serait la conséquence d’une excursion de criticité.

L’architecture du procédé de reprise et de conditionnement est classique, il est encore une fois issue du procédé simplifié en trois étapes (Figure 2). Dans ce cas, un progiciel de Business Process Management (BPM) est utilisé pour tracer le procédé et esquisser le diagramme d’instrumentation (Figure 52).

Les systèmes de caractérisation radiologique pour la maitrise de la ligne de production de colis de déchets

Figure 52 : Schéma simplifié du procédé de reprise de déchets en fosse

L’originalité de cette étude est de ne pas disposer de données sur la qualité des déchets dans les fosses. Ce déficit a imposé de propager l’ensemble des contraintes sur la ligne de production des colis de déchets, de l’extraction au conditionnement des dé- chets. Les contraintes d’exploitation sont dimensionnées à partir des capacités de l’installation à maintenir le confinement du terme source et la qualité sanitaire des postes de travail (Tableau 27).

Domaine Discipline, paramètre Contraintes Sûreté Radioprotection, impact environ-

nemental

Niveau du terme source dans l’installation (Bq) Sûreté Sous criticité, maitrise Unité comptable (masse de matière fissile) Sûreté Radioprotection, Dosimétrie des

opérateurs

Niveau du débit de fluence gamma et neutron (Sv/h) au poste de travail

Tableau 27 : Inventaire des contraintes et des indicateurs de suivi de production

Dans la plupart des configurations, les contraintes imposées par la sûreté incluent la maitrise de la qualité produit. Deux seuils doivent être respectés, le premier est une limite de détection à l’extraction de 1 g de plutonium. Le second est un seuil de 5 g pour engager le traitement dans le procédé in situ ou de 15 g pour le traitement déporté dans une Installation de Traitement des Dé- chets (ITD). Ces deux seuils fixés pour respecter des consignes de radioprotection et de sûreté englobent les exigences radiolo- giques pour la qualité produit (Figure 52).

De façon globale, les trois étapes du procédé (Figure 53) sont instrumentées pour le contrôle de l’ensemble des indicateurs mesu- rables : activité (Bq), débit de dose (mGy/h) et sous criticité (masse de matière fissile). La structure de l’instrumentation est alignée à partir des principes de maitrise de la qualité de la matière première dès l’extraction des déchets de la fosse.

Extraction Mise au gabarit Conditionnement

m1 m2

m1 m2

Installation de traitement gros objets

Retour en fosse Fosse m3 m3 C1 C2 C3 Ex utoi re

Les systèmes de caractérisation radiologique pour la maitrise de la ligne de production de colis de déchets

Point de contrôle Isotopie Mesure absolue

C1 Spectre type

Si m1 > 5 g

Mesure de la composition isotopique par spectrométrie gamma

Comptage neutronique passif Si m1 > 5 g

Déclaration activité spectrométrie gamma

C2 Spectre type + contrôle non destructif Sans

C3 Spectre type enveloppe Mesure du colis fini par spectrométrie gamma Figure 53 : Schéma du procédé décliné à partir du modèle simplifié (Figure 2)

On confirme, à partir de cet exemple, que le point d’instrumentation au niveau de l’extraction des déchets est le point sensible dans un processus de reprise de déchets anciens. Il concentre l’ensemble des incertitudes sur la qualité de l’objet : la forme, l’activité, la qualité physico chimique. La valeur de l’activité attribuée à l’objet est ensuite propagée dans l’ensemble du procédé. L’incertitude associée à cette analyse est donc déterminante pour la maitrise de l’ensemble des risques et évidement de la qualité du produit. Ce principe rappelé ici, n’a cependant pas été retenu lors du déploiement du schéma de contrôle. Les moyens et tech- niques de traitement ont été mis en défaut dès le démarrage de l’opération. Les premiers écarts ont été expertisés.

Un déchet constitué de plusieurs morceaux de panneaux de boite à gants (avec ronds de gants) a été caractérisé au poste d’extraction. Il est circonscrit par un parallélépipède de 132 x 97 x 23 cm et pèse 25 kg. La densité moyenne est de : 0,085 (Figure 54).

Figure 54 : Photographies du déchet à l’extraction (croix rouge)

Ce déchet a été caractérisé à partir d’un poste de comptage neutronique passif composé d’un tube détecteur neutronique à 3He placé dans un bloc modérateur en polyéthylène. La masse déclarée est de 35 g de plutonium. Cette déclaration est obtenue à partir d’un traitement du comptage total net en faisant l’hypothèse d’une teneur en 240Pu pénalisante de 7,4%. L’isotopie du plutonium retenue est issue du retour d’expérience capitalisé lors de chantiers de reprise d’entreposages de l’installation INB56 de Cadarache.

Radionucléides Répartition en activité alpha (%) Répartition massique (%)

241 Am 26,6 0,8 238 Pu 4,0 2,5.10-2 239 Pu 53,6 91,7 240 Pu 15,7 7,4 241 Pu 4.10-2 4,0.10-6 242 Pu 2.10-2 5.10-2

Tableau 28 : Isotopie du plutonium retenue dans le cadre de la caractérisation des déchets

Ce résultat est obtenu à partir de 4 mesures des deux grandes faces de l’objet. Les masses évaluées suivant les deux faces sont de 35 et 34 g. Le dépassement du seuil de 15 g obère le traitement du déchet et impose son retour en fosse. La qualité métrologique du premier point de contrôle ne répond pas aux prescriptions, précision et exactitude. La mesure neutronique passive souffre d’une sensibilité à un nombre important de paramètres, le premier étant la production de neutrons pas réactions (, n) ou encore

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la qualité de l’isotopie. Une analyse complémentaire par spectrométrie gamma a donc été réalisée. Les mesures ont été réalisées à l’aide d’un détecteur GeHP équipé d’un collimateur (Figure 55).

Figure 55 : Configuration de mesure par spectrométrie gamma et spectre gamma

La Composition Isotopique du plutonium (CI) a été évaluée à l’aide de deux logiciels MGA [80] et IGA [82]. Elle a été aussi détermi- née à partir de l’évaluation des activités (ou masses) des différents radionucléides par méthode absolue à partir de calcul de la fonction de transfert numérique (Tableau 29).

CI du déchet - Evaluation à partir de la spectrométrie 

Spectre de référence T2 Interprétation relative Interprétation

absolue

Isotopes MGA IGA

%Masse s(%M) %Masse s(%M) %Masse %Masse

238 Pu 0,06  0,01% 0,04  0,04 0,51% 0,03 239 Pu 91,82  0,75% 90,8  2,2 91,67% 92,46 240 Sol Détecteur Blindage Paroi cellule : 0,2 cm acier

Déchet E11 Parallélépipède

132x97x23 cm

Quai de transfert

Vue latérale en coupe

Ecran de CH2 : 6 cm

150 cm

Les systèmes de caractérisation radiologique pour la maitrise de la ligne de production de colis de déchets 241 Pu 0,24  0,02% 0,26 0,26% 4E-06 242 Pu 0,05  0,01% 0,1 0,05 241 Am 0, 86  0,05% 1,2 0,86% 0,81

CI normalisée sur la somme des isotopes du Pu

Tableau 29 : Résultats d’estimation de la composition isotopique sur un déchet de grandes dimensions extrait d’une fosse d’entreposage de l’INB 56 du site de Cadarache

Les trois évaluations réalisées sont comparables, compte tenu de leurs incertitudes.

Le traitement absolu du spectre gamma permet d’évaluer ensuite la masse de plutonium. Cette évaluation est obtenue en utilisant la masse de 239Pu par interprétation absolue du spectre gamma avec une raie de forte énergie (413 keV) couplée aux résultats de la composition isotopique. Le traitement est établi en considérant un parallélépipède de Plexiglas de 5 cm d’épaisseur homogène en masse et en contamination placée contre la paroi de la cellule. La masse de plutonium est de : 0,7 g avec un écart type relatif de 61%, ce qui peut être transcrit par une masse de plutonium présente dans le déchet inférieure à 1,6 g avec une probabilité de 97,5%. La robustesse de cette interprétation est validée par les trois vérifications de cohérence suivantes :

1. La CI obtenue par l’interprétation absolue est comparable à celles déterminées par MGA et IGA,

2. La distribution des activités évaluées sur 5 raies du 239Pu (entre 129 et 414 keV) présente un écart type relatif de seule- ment : 15%,

3. L’écart type associée à la déclaration en activité est déterminée par la méthode dite de l’étendue (Cf. chapitre 2, Equation 11), en considérant une distribution équiprobable entre les deux valeurs extrêmes qui définissent l’étendue des valeurs possibles de l’activité (voir ci-dessous).

Ces deux valeurs extrêmes sont établies en interprétant la mesure à l’aide d’une fonction de transfert la plus minorante possible (i.e. la plus grande) et d’une fonction de transfert la plus majorante possible (la plus petite), compte tenu de la géométrie de me- sure existante. La première est établie en considérant un parallélépipède de plexiglas, collé contre la paroi de la cellule, où toute la contamination est localisée sur une petite surface externe en regard du détecteur. La seconde est établie en considérant un paral- lélépipède de plexiglas, éloigné de 15 cm de la paroi de la cellule, de 5 cm d’épaisseur contaminé sur sa surface externe à l’opposé du détecteur. Le diagramme de contrôle est enrichi d’un poste de spectrométrie gamma pour la caractérisation des déchets ex- traits de la fosse.

Figure 56 : Modèle 3D du poste de spectrométrie gamma. Extraction des colis

Ces résultats de mesure mettent en évidence l’intérêt de la spectrométrie  relative (mesure de CI) et absolue (évaluation de la masse de Pu) au niveau du poste d’extraction. Si son intérêt vis-à-vis de la mesure de CI est systématique, cette technique n’est pas forcément pertinente pour la globalité des déchets vrac. En revanche, elle permet dans le cas de CI à forte teneur en 239Pu pour un déchet circonscrit dans un volume simple, un parallélépipède par exemple, et de faible densité apparente (moins de 0,1 dans le cas présent), de produire un contrôle de masse plus précis que la mesure neutronique. Rappelons que, dans le cas de la mesure neu- tronique, la majoration est le résultat de la simplicité du moyen de détection et du type de comptage (total) qui en résulte, en particulier il n’est pas possible avec un seul détecteur de faire une analyse des coïncidences. Le comptage total exige la maitrise de

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la CI et d’une forme chimique de la matrice et du contaminant. Notons enfin que la méthode par comptage totale exploite des émissions de type [,n] sur les noyaux légers oxygène par exemple mal maitrisées. Elles sont produites essentiellement par un actinide l’241Am, qui ne fait pas partie de la grandeur recherchée (masse fissile).

Cette analyse et évolution du diagramme d’instrumentation et d’un poste de contrôle est une confirmation que le modèle simplifié du procédé peut être enrichi d’un diagramme d’instrumentation normé (générique). La défaillance du diagramme d’instrumentation est due au non respect des performances métrologiques du premier point de contrôle, précision et exactitude. Le poste initialement mis en œuvre ne répond pas à ces deux exigences métrologiques. Fiabiliser le diagramme d’instrumentation est donc une étape importante pour envisager des travaux sur des instrumentations avancées, par exemple des outils de localisa- tion des sources, ou pour entreprendre la définition de modalités de couplage pour le calcul des incertitudes associées à la gran- deur d’intérêt.