Prise en compte des références pertinentes .1 La Règle fondamentale de sûreté III.2.f .1La Règle fondamentale de sûreté III.2.f

L’Andra s’est attachée à prendre en compte les recommandations de la Règle fondamentale de sûreté (RFS III.2.f) qui définit un certain nombre d’orientations en termes de conception. La RFS n’est pas un texte réglementaire, mais elle constitue une base de discussion et de compréhension commune entre l’autorité de sûreté et le concepteur du stockage. Elle définit un certain nombre de principes relatifs à la sûreté en phase de post-fermeture, indique le rôle générique des principaux composants et pose des objectifs en termes de radioprotection.

Une analyse détaillée comparant la démarche du dossier 2005 avec les recommandations de la RFS III.2.f. est effectuée par ailleurs [11] ; on se borne simplement ici à rappeler quelques éléments fondamentaux. Il convient de noter que la RFS ne s’applique stricto sensu qu’à la phase de post-fermeture.

Les objectifs de la RFS sont pris en compte dès l’étape de conception la plus amont, qui est celle de l’analyse des fonctions que le stockage doit remplir. Parmi celles-ci, on identifie en effet la fonction dite « fonction de protection » (protéger les personnes et l’environnement de la dissémination d’éléments radioactifs). Cette fonction n’est pas exclusive d’autres fonctions, identifiées dans l’analyse fonctionnelle du stockage ; on pense par exemple à la fonction d’accueil des colis de stockage, qui est la raison d’être de l’installation.

Cette fonction fondamentale de protection se décline ensuite en fonctions de sûreté qui, elles-mêmes, peuvent être déclinées en sous-fonctions (voir chapitre 3), jusqu’à aboutir à des fonctions de niveau plus élémentaires, qui peuvent être remplies par un ou plusieurs composants du stockage.

La déclinaison de la fonction principale en fonctions particulières nettement distinctes fonde une approche multifonctions de la sûreté. Plusieurs composants du stockage peuvent ainsi contribuer à remplir une même fonction (notion de complémentarité) ou permettre de maintenir la fonction en cas de défaillance de l’un d’entre eux (notion de redondance).

La RFS définit des bases de conception liées à la sûreté, qui sont prises en compte dans l’attribution de fonctions de sûreté aux différents composants du stockage. En particulier, elle identifie des composants particuliers, dénommés « barrières », qui ont pour rôle à la fois de protéger les déchets en s’opposant aux circulations d’eau et aux actions humaines intrusives, et de limiter et retarder les transferts de radionucléides. Elle identifie comme « barrières » les colis de déchets, les barrières ouvragées et le milieu géologique. On évoquera au chapitre 3 la façon dont l’Andra a repris cette notion de « barrière » pour l’étendre à celle de « fonction de sûreté ».

La RFS définit par ailleurs trois « aspects » que l’évaluation de sûreté doit aborder :

- la justification du caractère favorable des performances de chacune des barrières de confinement, et du concept de stockage vis-à-vis de la sûreté globale du stockage ;

- l’évaluation des perturbations apportées par la création du stockage et la vérification que ces perturbations restent acceptables vis-à-vis du niveau de qualité choisi pour chacune des barrières, en particulier de la barrière géologique ;

- l’évaluation du comportement futur du stockage et la vérification que les expositions individuelles sont acceptables.

Cela correspond à la vérification des performances du stockage vis-à-vis des objectifs de sûreté, identifiée comme un des buts du dossier 2005. Cette vérification s’effectue non seulement de manière globale, mais également sur les principaux composants qui jouent un rôle de « barrières ».

La justification des performances se fonde quant à elle sur le niveau de compréhension des phénomènes physico-chimiques qui sous-tendent ces performances, et donc sur le programme de recherche et la manière dont il se retraduit dans l’analyse de sûreté. Sur la notion de « performances » des fonctions et la manière dont on doit la prendre en compte, le lecteur se reportera au chapitre 3 qui aborde plus complètement ce sujet.

L’approche par fonctions de sûreté, associée à la vérification du bon niveau de performances de ces fonctions, est commune à la sûreté d’exploitation.

1.5.4.2 Références internationales

Les textes relatifs à la sûreté, émis par les organismes internationaux (« requirements » de l’AIEA, brochures de l’OCDE, recommandations de la CIPR) ont constitué une référence pour l’établissement du dossier. Ces textes fixent des principes qui permettent le dialogue avec la communauté internationale, en établissant des références communes à tous.

En particulier, et sans préjudice de l’application d’autres textes, l’Andra s’est référée à la CIPR 81 [6]

pour les questions relatives à la protection radiologique du public dans le cadre de la gestion des déchets à vie longue. La principale question qui se pose est celle des expositions réelles ou potentielles à long terme.

En s’exprimant sur un plan purement technique, 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 « good practices³ » 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

3 « bonnes pratiques », ou « état de l’art ».

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.

Au-delà des seules questions liées à l’impact, les développements récents de la réflexion internationale (projet de « safety requirement » de l’AIEA n° DS 154 [12], document « Post-closure safety case for geological repositories » de l’OCDE/AEN [13]) 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.

Sans chercher à être exhaustif, on peut citer quelques-unes des principales recommandations de l’AEN pour l’établissement d’un « safety case ».

Il convient en premier lieu de définir une stratégie de sûreté (« safety strategy »), incluant la gestion du projet de conception du stockage, le choix du site et le processus de conception. La stratégie retenue par l’Andra est nécessairement adaptée à un stade d’étude de faisabilité. La manière dont les processus d’acquisition de données et de modélisation d’une part, de définition des architectures de stockage d’autre part, et enfin d’évaluation de sûreté s’organisent dans un processus itératif, tel que décrite dans ce dossier, constitue le fil directeur de la stratégie retenue.

L’AEN recommande de définir avec soin « the assessment basis », c'est-à-dire à la fois les connaissances scientifiques et techniques qui soutiennent l’évaluation de sûreté, les outils de modélisation, les bases de données, et d’en discuter la qualité, la crédibilité et de cerner les incertitudes. Au sens qui lui est donné ici, l’« assessment basis » est constitué au premier chef, et sans préjudice du reste de l’arborescence documentaire, par les trois tomes de synthèse du dossier 2005 (« architecture et gestion du stockage géologique », « évolution phénoménologique du stockage géologique » et « évaluation de sûreté du stockage géologique ») qui exposent respectivement :

- les concepts retenus et la motivation des choix,

- la base des connaissances acquises et les questions encore ouvertes,

- la mise en perspective de ces éléments et leur discussion en vue d’assurer l’évaluation de sûreté.

L’AEN recommande l’emploi de « multiple lines of evidence », c'est-à-dire de ne pas appuyer l’analyse sur les seuls calculs de performance, mais de mettre en relief également les arguments qualitatifs, l’utilisation d’indicateurs variés, pour accroître la crédibilité et la solidité des analyses. Le poids de plus en plus important porté sur les analyses qualitatives et la crédibilité des raisonnements, par rapport à une vision fondée exclusivement sur les calculs d’impact et la comparaison à des seuils réglementaires, est un souci fort tant chez les concepteurs que chez les régulateurs au niveau international. Le dossier 2005 s’inscrit dans cette réflexion. Bien qu’une part importante du dossier soit consacrée aux évaluations d’impact (chapitres 5 et 7), on cherche à tirer le maximum d’informations possibles de ces évaluations, au-delà du seul calcul de dose. Les chapitres qui abordent la conception du stockage (chapitre 3), la maîtrise des incertitudes (chapitre 6) ou les enseignements de l’analyse de sûreté (chapitre 8) n’ont pas une importance moindre.

Enfin, les qualités suivantes sont attendues de la part d’un « safety case » :

- la « transparency », c'est-à-dire la clarté et l’intelligibilité, avec un souci d’adaptation aux différents lecteurs visés ;

- la « traceability », permettant de remonter à l’origine de toute affirmation, donnée, hypothèse, par une présentation claire et par l’utilisation de références ;

- l’« openness », c'est-à-dire l’exposé et la discussion des incertitudes, questions ouvertes, ou de tout élément qui puisse mettre en question la sûreté du stockage ;

- l’organisation de revues des pairs, à la fois internes et externes.

Le dossier 2005, dont la structure et la rédaction sont partiellement antérieures aux documents les plus récents formalisant ces réflexions de l’AEN, s’est néanmoins fortement inspiré du schéma du « safety

case » tel qu’il a été défini. Réaliser un « safety case » complet et en parfaite cohérence avec les recommandations de l’AEN demeure un effort de longue haleine, envers lequel le dossier 2005 n’est qu’une étape.

1.5.4.3 Autres textes

La réglementation courante sur les installations nucléaires et la réglementation plus générale du travail ou des installations souterraines ont également été prises en compte, dans la mesure où elles avaient une influence potentielle sur les choix de solutions techniques. La conformité réglementaire n’est pas visée à ce stade du dossier, et aucune démonstration formelle n’en est apportée. Les concepts sont cependant développés de manière à être compatibles avec la réglementation.

En particulier, l’arrêté du 10 août 1984 [14] est pris en référence dans son principe, c’est-à-dire que les études contribuant au dossier 2005 ont été conduites avec des règles d’assurance de la qualité strictes.

En revanche, il n’est pas défini d’« éléments importants pour la sûreté », ni d’« activités concernées par la qualité » dans le dossier, celui-ci ne constituant pas un rapport de sûreté. La définition de telles notions ne pourrait intervenir qu’à un stade ultérieur du dossier, quand les études de sûreté en exploitation auront été conduites jusqu’à un stade plus avancé.