1.1 Introduction 198
1.2 L’identification et la gestion des incertitudes sur les données d’entrées : les colis stockés
et le milieu géologique 199
1.3 Les caractéristiques intrinsèques des composants ouvragés du stockage 209 1.4 Les phénomènes régissant l’évolution interne
du système de stockage 213
1.5 Les incertitudes technologiques 228 1.6 Les risques et incertitudes relatifs aux
événements futurs d’origine externe 230 1.7 La liste des scénarios retenus 231
1.1 Introduction
Les paragraphes ci-après présentent les résultats de l’analyse qualitative de sûreté après fermeture80. Pour mémoire, les modalités de gestion des risques et incertitudes après fermeture conduisent à faire :
•
des choix de conception du stockage au moyen de dispositions qui rendent le système peu sensible à ces incertitudes. L’analyse cherche alors à en identifier les éventuelles limites et repose sur les incertitudes résiduelles après description des dispositions de conception ;•
des hypothèses permettant d’intégrer l’incertitude dans l’évaluation de sûreté du stockage dans les scénarios : 1) dans le domaine de l’évolution normale soit dans le calcul de référence soit dans le calcul dit enveloppe, 2) dans un scénario d’évolution altérée (SEA) et 3) dans un scénario de type« What-if » selon la vraisemblance de l’événement pris en compte.
La réduction des incertitudes se poursuivra en vue de la DAC. Les principales pistes de progrès (axes de recherche et d’expérimentations par exemple) et le cas échéant des phénomènes à surveiller pendant la phase d’exploitation sont mentionnés.
L’analyse reprend la typologie des incertitudes mentionnée dans le guide de sûreté du stockage géologique (1) en distinguant :
•
les incertitudes sur les données d’entrée du projet de stockage (celles portant notamment sur les colis de stockage incluant l’inventaire et les modèles de relâchement, le site d’implantation (formation hôte, formations encaissantes et environnement de surface), l’installation souterraine à terminaison et son positionnement dans la formation hôte) ;•
les incertitudes portant sur les caractéristiques intrinsèques des composants ouvragés (hors colis de stockage évoqués au chapitre II) du système de stockage ;•
les incertitudes portant sur les processus régissant l’évolution du stockage et du milieu géologique environnant (nature, extension, durée, modèle de représentation, paramètres des modèles, conséquences sur les fonctions des composants, en particulier vis-à-vis du relâchement et de la migration des radionucléides et des toxiques chimiques) ;•
les incertitudes technologiques (au sens de la réalisation et/ou la mise en place des composants ouvragés) ;L’analyse prend également en compte les risques d’origines interne ou externe suivants:
•
les risques et incertitudes relatives aux événements futurs d’origine naturelle (climatique, géodynamique interne…) ou liés aux activités humaines (intrusions humaines involontaires, effets anthropiques sur le climat et l’environnement) ;•
le risque sismique ;•
le risque de criticité.
80 L’analyse qualitative est menée suivant la démarche décrite dans le volume I. Elle recense et évalue de manière systématique, composant par composant, au regard de leurs fonctions de sûreté, les risques et incertitudes et propose ainsi des modalités de gestion.
1.2 L’identification et la gestion des incertitudes sur les données d’entrées : les colis stockés et le milieu géologique
1.2.1 L’inventaire radiologique et sa distribution dans l’architecture à terminaison
Comme indiqué en section 2.2 du Volume II, l’inventaire radiologique est une donnée d’entrée importante pour la quantification des indicateurs des scénarios retenus dans l’évaluation de sûreté après fermeture. Dans la section précitée, est présentée la méthodologie mise en œuvre pour établir un inventaire radiologique tenant compte du niveau de connaissance disponible pour chacune des familles de colis.
La distribution des familles de colis dans les alvéoles, dépendante des chroniques de livraison, détermine la répartition de cet inventaire radiologique dans les alvéoles de stockage81.
A ce stade, dans le cadre de l’évaluation de sûreté après fermeture, il convient de ne pas préjuger des chroniques prévisionnelles de livraison sur une durée séculaire.
Un mode de distribution de l’activité, indépendant des chroniques de livraison, et permettant de mener des évaluations quantitatives « enveloppes » des impacts associés aux scénarios, est appliqué en distinguant les quartiers MA-VL et les quartiers HA82.
1.2.1.1 Modalités de définition de la distribution des familles de colis MA-VL « indépendamment des chroniques de livraison »
Méthodologie
L’approche « enveloppe » retenue consiste à considérer un mode de remplissage des alvéoles MA-VL par activités décroissantes depuis l’entrée vers le fond du quartier ; en effet :
•
en scénario d’évolution normale, les fonctions de sûreté sont assurées principalement par le Callovo-Oxfordien auquel s’ajoutent les longueurs des alvéoles de stockage ; la distribution de l’inventaire radiologique a peu d’effet sur les flux de radionucléides et de toxiques chimiques susceptibles de passer par le Callovo-Oxfordien qui constitue la voie de migration principale ;•
pour certains scénarios de dysfonctionnement, la voie de transfert le long des galeries vers les liaisons surface-fond peut éventuellement devenir « plus importante » ; les quantités de radionucléides et de toxiques chimiques susceptibles de migrer par cette voie dépendent pour une part de la distance à parcourir depuis les alvéoles : les inventaires les plus proches de l’entrée du quartier MA-VL sont préférentiellement mobilisés.La méthodologie de définition de la répartition de l’inventaire comporte deux étapes :
•
les familles de colis de déchets sont classées par activité linéique décroissante (Bq/m linéaire de d’alvéole de stockage), en tenant compte néanmoins des modalités de stockage (géométrie des colis de stockage, empilements) ;•
le remplissage des alvéoles de stockage depuis l’accès du quartier vers le fond du quartier est réalisé progressivement, en respectant des règles de stockage physichimique et de81 Pour un colis de stockage donné, l’alvéole de destination détermine en particulier :
-
l’épaisseur des gardes verticales de Callovo-Oxfordien disponibles pour limiter et retarder la migration des radionucléides et des toxiques chimiques, en fonction de l’épaisseur de Callovo-Oxfordien disponible et du positionnement vertical de l’alvéole recevant les colis ;-
les distances à parcourir le long des galeries, entre la sortie de l’alvéole et la formation encaissante supérieure, pour les radionucléides et les toxiques chimiques susceptibles de circuler par cette voie dans certaines situations de dysfonctionnement.82 Dans le quartier MA-VL, le nombre important de familles à stocker détermine un grand nombre de combinaisons de remplissage différentes y compris en tenant compte des règles qui régissent les possibilités de co-stockage physico-chimique des familles entre elles et les possibilités de co-stockage géométrique de différents types de colis. Dans les quartiers HA, le nombre de combinaisons de remplissage possibles est beaucoup plus restreint du fait d’un nombre limité de familles et en raison de la puissance thermique résiduelle des colis qui impose l’entraxe entre alvéoles HA successifs et donc la division de quartier adaptée. La redistribution se limite dans ce cas à placer les familles à plus forte activité près de l’entrée de chacun des sous-quartiers définis par des entraxes spécifiques.
stockage géométrique (contraintes d’exploitation), et en suivant les prévisions du PIGD pour les alvéoles n°1 à 4 (relatives à la phase industrielle pilote).
La Figure 1.2-1 schématise la distribution des activités qui résulte de l’application de cette méthodologie.
Figure 1.2-1 : Représentation schématique d’une distribution de colis MA-VL
« indépendante des chroniques de livraisons prévisionnelles ».
Choix du radionucléide pilote de la distribution pour les familles MA-VL
Le résultat de la redistribution des familles de colis MA-VL dépend du radionucléide retenu comme
« pilote » parmi les 144 de l’inventaire.
Une analyse exploratoire basée sur un scénario de dysfonctionnement des ouvrages de fermeture a permis de déterminer qu’une distribution des familles basée sur leur activité en iode 129 donnerait l’impact potentiel global le plus élevé. Ce radionucléide est donc retenu comme « pilote » pour la distribution.
Le Tableau 1.2-1 présente le résultat de cette distribution pour les dix premiers alvéoles MA-VL.
Pour l’iode, les 10 premiers alvéoles de stockage MA-VL représentent plus de 80 % de l’inventaire en iode 12983. Ce chiffre est proche de 100 % pour les vingt premiers alvéoles.
83 À noter que pour le chlore 36, radionucléide mobile mais de période radioactive plus courte que l’iode 129, l’activité des 10 premières alvéoles de stockage représente près de 70 % de l’activité et les vingt premiers alvéoles, de l’ordre de 85 %.