Stockage des déchets radioactifs

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Modélisation chemo-mécanique du béton bas-pH : application au calcul des structures de stockage des déchets radioactifs

Modélisation chemo-mécanique du béton bas-pH : application au calcul des structures de stockage des déchets radioactifs

Les études expérimentales ont permis de comprendre l’évolution chimique de ces matériaux au cours de l’hydratation (Codina, 2007 ; Bach, 2010). En effet, l’hydratation des pâtes bas-pH est très lente et reste incomplète aux échéances des études en laboratoire. Les principaux hydrates formés sont des silico-aluminates de calcium hydratés fortement enrichis en silice et incorporant de l’aluminium C-A- S-H (rapport C/S est faible par rapport à un ciment de référence à base de CEM I (C/S=1,7-1,8)). Pour prédire le comportement à long terme des structures à base de ce type de liant, il est nécessaire de disposer d’un outil adapté prenant en compte la spécificité de ces matériaux. Un modèle d’hydratation multiphasique, développé précédemment par Buffo-Lacarrière et al. (2007) et Kolani et al. (2012), adapté aux liants composés, est utilisé pour prédire le développement de l’hydratation à court-terme. Ce modèle prédit l’évolution des degrés d’hydratation pour chaque phase anhydre du liant, et par conséquent, la quantité d’hydrates dans la pâte hydratée (CH, aluminates de calcium (AFm, AFt…), C-S-H avec différents rapports C/S). Ce modèle a été développé pour des applications au jeune âge, il est basé sur une stœchiométrie fixe des hydrates produits par chaque anhydre. Pour les liants fortement substitués avec une teneur élevée en silice, tels que les liants bas-pH, ce modèle n’est pas adapté pour déterminer l’évolution minéralogique et chimique du matériau à long-terme. En effet, en présence d’eau, les phases produites au jeune âge évoluent vers un état d’équilibre à long-terme. Afin d’évaluer l’évolution chimique des liants bas-pH à long-terme et leur stabilité en contexte du stockage des déchets radioactifs, un modèle complémentaire basé sur une stœchiométrie variable est proposé. Les résultats donnés par le modèle d’hydratation antérieur constituent les données d’entrée pour la modélisation de l’évolution chimique à long-terme (Figure 27).
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Étude des effets d'irradiation dans les montmorillonites. Application au stockage des déchets radioactifs.

Étude des effets d'irradiation dans les montmorillonites. Application au stockage des déchets radioactifs.

2. Le stockage en profondeur des déchets radioactifs ompte tenu de la nécessité d’isoler les déchets pendant de très longues périodes de temps, les chercheurs ont examiné la possibilité d’établir un dispositif de confinement conservant son efficacité pendant de telles durées. Le stockage en profondeur dans des formations géologiques stables est apparu comme un moyen de confinement sûr des matières radioactives à vie longue sur des périodes de plusieurs milliers d'années. Il garantit la réduction à un niveau faible de tout risque d'exposition dû à une intrusion accidentelle par l'homme ou à des bouleversements naturels. L’ensemble des études de faisabilité de pareil ouvrage repose sur la Règle Fondamentale de Sûreté (RFS) III. 2.f qui énonce les objectifs guidant les travaux sur le stockage. Elle définit également quelques grands principes, notamment que le stockage doit être constitué par une architecture dite « multi-barrière ». Il s'agit en fait, d'interposer un ensemble de barrières entre le déchet et la biosphère, qui retarderont le relâchement et la migration d'espèces dangereuses et toxiques issues du colis. Ces barrières sont le colis lui-même, la barrière ouvragée (matériaux placés entre le colis et la roche naturelle) et les scellements, la barrière géologique.
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INFLUENCE DE LA DÉCALCIFICATION DE MATERIAUX CIMENTAIRES SUR LES PROPRIÉTÉS DE TRANSFERT : APPLICATION AU STOCKAGE PROFOND DE DÉCHETS RADIOACTIFS

INFLUENCE DE LA DÉCALCIFICATION DE MATERIAUX CIMENTAIRES SUR LES PROPRIÉTÉS DE TRANSFERT : APPLICATION AU STOCKAGE PROFOND DE DÉCHETS RADIOACTIFS

Le besoin de cette gestion est double : d’une part, le recensement et le conditionnement des déchets déjà existants et d’autre part la recherche scientifique pour élaborer une technologie pérenne de gestion de ces déchets. La loi du 30 décembre 1991 [Loi 31 Décembre, 1999] reprise dans l’article L. 542 du code de l’environnement définit le cadre de cette gestion. Elle crée un établissement public industriel et commercial, l’Agence Nationale pour la gestion des Déchets RadioActifs, l’Andra, qu’elle dote de différentes missions : répertorier et localiser les déchets radioactifs se trouvant sur le territoire national, établir des spécifications de conditionnement et de stockage des déchets radioactifs, participer à la définition et contribuer aux programmes de recherche et de développement concernant la gestion à long terme des déchets radioactifs en coopération notamment avec le Commissariat à l’Energie Atomique (CEA), concevoir et implanter de nouveaux centres de stockage - ce qui implique d’effectuer toutes les études nécessaires et de réaliser un laboratoire souterrain en formation géologique profonde - et enfin assurer la gestion des centres de stockage à long terme.
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Etude expérimentale du comportement Thermo-Hydro-Mécanique à long terme des BHP destinés aux ouvrages de stockage des déchets radioactifs

Etude expérimentale du comportement Thermo-Hydro-Mécanique à long terme des BHP destinés aux ouvrages de stockage des déchets radioactifs

II.3 Matériaux d’étude Cette étude expérimentale concerne quatre types de BHP retenus par l’Andra pour la réalisation des barrières ouvragées, en l’occurrence, alvéoles et colis de stockage. Le choix des constituants des BHP avait été fait sur la base de critères bien déterminés visant essentiellement la performance mécanique et la durabilité à très long terme afin de constituer une barrière de protection efficace permettant le bon conditionnement des déchets radioactifs et, par conséquent, de préserver l’environnement des éventuels impacts découlant de l’activité des radioéléments de ces derniers. Les BHP en question sont à base de deux types de ciment de référence à savoir CEM I et CEM V, de granulats calcaires (graviers et sable), de fibres inox, de fumée de silice (cas des bétons fibrés), de superplastifiant et enfin d’eau. Ces matériaux ont été soigneusement sélectionnés d'après des études préliminaires [Commene 2001 ; Mary-Dippe 2001] en vue de remplir des fonctions prédéfinies en amont par un cahier de charge Andra donnant lieu aux quatre bétons suivants : CEM I non fibré ; CEM V non fibré ; CEM I fibré et enfin CEM V fibré.
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Étude du comportement chimico-hydro-mécanique des argiles raides dans le contexte du stockage de déchets radioactifs

Étude du comportement chimico-hydro-mécanique des argiles raides dans le contexte du stockage de déchets radioactifs

Titre : Etude du comportement chimico-hydro-mécanique des argiles raides dans le contexte du stockage de déchets radioactifs La présente étude vise à comprendre le comportement chimico-hydro-mécanique des argiles raides à travers deux formations géologiques, l’Argile de Boom et les Argiles Yprésiennes, qui sont censées être des formations hôtes potentielles pour le stockage de déchets radioactifs en Belgique. Le comportement volumique a été étudié tant à l’état intact qu’à l’état reconstitué, et sous différentes conditions : K 0 et isotrope, sous des boucles de chargement - déchargement. Les résultats obtenus montrent que le comportement volumique de ces argiles est gouverné par la compétition entre l’effet physico-chimique et l’effet mécanique, caractérisée par une contrainte seuil qui correspond à la contrainte de gonflement en termes de changements de structure. Une loi de comportement volumique a été ainsi développée afin de décrire cet aspect. La perméabilité a été déterminée, comparée avec les résultats dans la littérature et corrélée avec les paramètres comme l’indice des vides. La variation de la perméabilité avec la profondeur a mis en évidence le rôle déterminant des macro-pores dans le transfert des fluides. Le comportement volumique et la perméabilité des Argiles de Boom et Yprésiennes intactes sont aussi influencés par la variation de la composition chimique de l’eau de pore, qui modifie la double couche diffuse et favorise l’agrégation des particules argileuses. Les caractéristiques élastiques, la surface de charge et l’enveloppe de rupture ont été identifiés pour le comportement déviatorique des Argiles de Boom et Yprésiennes. Un modèle élasto-plastique conceptuel a été développé permettant de tenir compte des effets du gonflement et de la compétition entre l’effet mécanique et l’effet physico-chimique.
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Modélisation de la durabilité des géomatériaux et du transfert de polluants en valorisation ou stockage de déchets industriels et radioactifs

Modélisation de la durabilité des géomatériaux et du transfert de polluants en valorisation ou stockage de déchets industriels et radioactifs

Travaux de recherche publiés Dans une première partie orientée numérique, une validation de HYTEC par intercompa- raison de codes est développée autour de la dissolution oxydative de UO 2 et de la migration d’uranium en subsurface. Les possibilités de numérisation des tests de lixiviation au labora- toire sont également discutées. Différentes recherches découlant de l’application de HYTEC sont ensuite présentées en détails. L’évolution de l’interface ciment/argile est modélisée dans le cadre d’études de performance des barrières d’un stockage de déchets radioactifs et de l’analogue anthropique du tunnel de Tournemire ; ce qui permet une hiérarchisation des processus physico-chimiques en jeu. Les processus physico-chimiques de tests d’altération d’éprouvettes de pâtes de ciment par des champignons sont analysés en mettant l’accent sur l’hydrolyse et la complexation des acides carboxyliques d’origine biologique. La modé- lisation des termes-sources et des cinétiques de vieillissement visant à décrire la libération des polluants est discutée en prenant l’exemple de l’altération des pastilles de combustibles nucléaires usés en conditions de stockage par dissolution radiolytique, effet inhibiteur des produits et décroissance radioactive d’une part, et l’exemple de l’effet de la fracturation sur le confinement des déchets stabilisés en décharge d’autre part. Les recherches associées à la valorisation routière de laitiers d’aciérie et de mâchefers d’incinération d’ordures ménagères (MIOM) clôt ce mémoire. Un test de lixiviation est simulé dans le premier cas. Le second cas consiste en l’évolution de la chimie des lixiviats de deux routes pilotes construites en MIOM, avec un retour d’expérience inédit en terme de durée (10 ans).
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Transformations minéralogiques et géochimiques induites par la présence d'hydrogène dans un site de stockage de déchets radioactifs

Transformations minéralogiques et géochimiques induites par la présence d'hydrogène dans un site de stockage de déchets radioactifs

II.3.2.1. Les sulfates Réaction homogène en phase aqueuse L’hypothèse de la réduction des sulfates par H 2 (Eq. 2.6) avait déjà été émise dans le cadre d’une étude menée par le département d’état à l’énergie américain (DOE) sur un projet de stockage géologique des déchets radioactifs de haute activité intitulé Salt Repository Project (SRP). Une revue bibliographique relativement complète sur la réduction des sulfates dans le milieu naturel avait alors été réalisée (Mahoney and Strachan, 1987). Leurs conclusions indiquaient que la réduction des sulfates par l’hydrogène est possible de manière relativement rapide (quelques jours) à des températures supérieures à 200°C. Cependant les questions relatives à la cinétique ainsi qu’aux paramètres d’activation de la réaction restaient ouvertes. Les seules extrapolations cinétiques à basse température (autour de 100°C) confirmées par des observations géologiques sont celles réalisées dans le cadre de la TSR (Thermal Sulfate Reduction). Ces calculs basées sur des mesures de réductions des sulfates par des composés organiques, indiquent des temps de demi-vie pour le sulfate entre 100.000 et 200.000 ans pour des températures autour de 100°C (Kiyosu and Krouse, 1993; Goldhaber and Orr, 1995, Cross et al. , 2004 ; Zang et al. , 2008). L’énergie d’activation de la réaction est très élevée (entre 150 et 200 kJ/mol) ce qui implique une très forte dépendance vis-à-vis de la température (Figure II-7). Les paramètres qui contrôlent la cinétique sont encore mal connus mais il apparaît que la présence d’H 2 S et un pH acide sont requis pour initier la réaction.
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Écrouissage thermique des argiles saturées : application au stockage des déchets radioactifs

Écrouissage thermique des argiles saturées : application au stockage des déchets radioactifs

On propose ensuite dans le chapitre 4 une extension thermomécanique simple d'un modèle plastique de référence pour les matériaux argileux (modèle Cam clay)- Afin de préparer une interp[r]

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Comportement thermo-hydromécanique des argiles en vue du stockage des déchets radioactifs

Comportement thermo-hydromécanique des argiles en vue du stockage des déchets radioactifs

Fracturation around gallery – GED gallery Localisation zone : Anisotropic ( σ and k) End of D = 10 000 N excavation Total deviatoric strain. Same extension as with a quarter of a gall[r]

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Catalyse biotique et abiotique de la réduction des nitrates en milieu alcalin dans le contexte du stockage profond des déchets radioactifs

Catalyse biotique et abiotique de la réduction des nitrates en milieu alcalin dans le contexte du stockage profond des déchets radioactifs

– M´ esophiles (<30 ◦ C) : L’alv´eole destin´ee au stockage des d´echets bitumin´es (type B) est dimensionn´ee pour limiter la temp´erature `a 30 ◦ C. Parmi les bact´eries ´eligibles recens´ees dans la litt´erature [ 7 ], notre choix s’est port´e sur deux souches non pathog`enes, Pseudomonas stutzeri (Ps), neutro- phile [ 8 ] et Halomonas desiderata (Hd ), alcalophile [ 9 ]. Ces souches sont fournies par DSMZ (Deutsche Samm- lung von Mikroorganismen und Zellkulturen, Allemagne) sous forme d´eshydrat´ee, puis r´ehydrat´ees en labora- toire et maintenues sous forme de cultures actives sur des g´eloses nutritives selon les recommandations du fournisseur.
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Etude expérimentale et modélisation des mécanismes physico-chimiques des interactions béton-argile dans le contexte du stockage géologique des déchets radioactifs

Etude expérimentale et modélisation des mécanismes physico-chimiques des interactions béton-argile dans le contexte du stockage géologique des déchets radioactifs

interstitielle de la pâte de ciment CEM I après 5 mois d’interaction avec l’eau du COX à 25°C ; a : évolution des espèces majeures ; b : évolution des espèces mineures.... Figure 3-21 :[r]

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Catalyse biotique et abiotique de la réduction des nitrates en milieu alcalin dans le contexte du stockage profond des déchets radioactifs

Catalyse biotique et abiotique de la réduction des nitrates en milieu alcalin dans le contexte du stockage profond des déchets radioactifs

Dans une prochaine ´etape de l’´etude, les in- teractions nitrates-microorganismes-mati`ere organique- matrice cimentaire seront analys´ees dans des conditions exp´erimentales comparables `a celle du stockage grˆace `a la mise en œuvre d’un dispositif pilote fonctionnant en continu et permettant le d´ecouplage de la croissance mi- crobienne et des interactions entre les diff´erents compo- sants du syst`eme. Cette situation visera `a ´etudier l’impact de certains param`etres clefs, tels que le choix des vitesses d’´ecoulement et les changements globaux associ´es (i.e. pH) sur le m´etabolisme microbien et la r´eactivit´e des ni- trates [ 7 , 33 ].
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Bioréactivité des nitrates en contexte de stockage de déchets radioactifs profond

Bioréactivité des nitrates en contexte de stockage de déchets radioactifs profond

I.3.4. Influence de l’insertion de ciment en milieu aqueux Le ciment est un liant, sous forme de matériau granulaire pulvérulent, qui fait prise et durcit sous l'action de l'eau. Il est utilisé dans la préparation du béton qui est lui-même un matériau composite, associant ciment et granulats (sables, graviers, etc.). Le béton armé est constitué de béton et d’armatures en acier permettant d’améliorer les propriétés mécaniques du béton. Les ciments ordinaires sont actuellement classés sous la dénomination « CEM » suivi d'un chiffre romain allant de I à V en fonction de leur composition. L’Andra préconise l’utilisation de bétons à base de CEM I (ciment Portland ordinaire) et CEM V (ciments aux laitiers et aux cendres) pour la fabrication des colis secondaires des déchets MAVL [17]. Le ciment Portland ordinaire (CEM I) est constitué d’environ de 95 % d’un mélange d’argile et de calcaire cuit à haute température et de 5% de sulfate de calcium. La composition du CEM V intègre en plus les laitiers et les cendres volantes qui sont respectivement des résidus de l’industrie sidérurgique (hauts fourneaux) ou de la production d’électricité (centrales thermiques). Lors de l’hydratation du ciment, les hydrates majoritairement formés sont les silicates de calcium hydratés notés C-S-H ((CaO)x(SiO 2 )y(H 2 O)z), la portlandite (Ca(OH) 2 ) et les aluminates de
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Stratégie optimale de stockage de déchets radioactifs à vie longue sous contrainte de capacité

Stratégie optimale de stockage de déchets radioactifs à vie longue sous contrainte de capacité

d'investissement unique (  doit être choisi et payé une fois pour toute). Cette restriction permet  d'esquiver la question de la programmation dans le temps de l'investissement (nombre d[r]

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Prise en compte économique du long terme dans les choix énergétiques relatifs à la gestion des déchets radioactifs

Prise en compte économique du long terme dans les choix énergétiques relatifs à la gestion des déchets radioactifs

73 distribution de probabilité est inconnue ; cela justifie un faible taux d’actualisation, comme dans le rapport Stern. Par ailleurs, d’après l’étude du Trésor (2008) 94 , certains effets de précaution devraient être utilisés dans le rapport Stern comme des arguments pour abaisser le taux d’actualisation. Le principe de prudence face à la volatilité future de la croissance, comme le précise Weitzman, et à l’éventualité de catastrophes difficilement probabilisables (arrêt du Gulf Stream, saturation des puis de carbone, …), ainsi que les considérations éthiques attachées au bien-être des générations futures, sont les paramètres qui justifient de retenir un taux d’actualisation faible, quitte à ajuster à la baisse chacun des paramètres individuels. En effet, selon Stern, il n’y aurait aucune raison de dévaloriser les préjudices que les générations futures seraient amenées à subir. L’utilisation d’un taux d’actualisation élevé tendrait à « effacer » les pertes de bien-être subies par les générations futures ; ainsi Stern a assoupli les règles du calcul économique pour tenir compte de la nature particulière du problème du changement climatique. Cet argument pourrait aussi être valable pour d’autres problèmes de long terme, comme celui de la gestion durable des déchets radioactifs. . Une apparente difficulté ici est que les détriments doivent rester par construction du stockage extrêmement faibles (les règles de sûreté fixent des niveaux de doses tellement bas qu’ils sont insignifiant au regard des doses naturelles), et que leur traduction monétaire n’a pas été possible dans le cadre de cette thèse. En fait, le détriment pour les générations futures induit par les déchets radioactifs est bien plutôt celui qu’impliquerait une non-décision de stockage par notre génération. Ce détriment serait d’avoir à réaliser le stockage bien plus tard, avec des risques sur les transmissions d’actifs sensés permettre cette réalisation, d’autres risques sur les choix de concepts… et peut-être de formidables opportunités liées aux progrès de la technique. C’est ainsi en termes d’incertitudes que ces phénomènes seront pris en compte dans notre travail.
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Distanciation sociétale: mauvais timing pour la consultation publique belge sur le sorte des déchets hautement radioactifs

Distanciation sociétale: mauvais timing pour la consultation publique belge sur le sorte des déchets hautement radioactifs

Publié le 07-04-2020 à 10h07 - Mis à jour le 07-04-2020 à 20h00 Une opinion de Céline Parotte, politologue à l’ULiège (Centre de recherches Spiral) et experte de la gestion des déchets radioactifs. Quand je donne cours à mes étudiants, je leur enseigne que la gestion des déchets hautement radioactifs est un problème sociotechnique. Ce terme leur permet de comprendre que les enjeux techniques et sociétaux sont ici indissociables et, par conséquent, que toute politique nucléaire doit disposer d’outils pour traiter comme tels ces enjeux complexes et sensibles. La participation publique est l’un de ces outils, auquel l’Office National des Déchets Radioactifs et des matières Fissiles enrichies (ONDRAF) a eu recours en 2009-2010. Bien que le tournant participatif ait été pris avec pas mal de retard par rapport à d’autres pays, à l’époque l’ONDRAF avait innové en allant plus loin que ce qui était strictement prévu par la loi pour consulter les citoyens belges. L’Office avait même choisi de confier une partie du travail d’organisation des débats à des acteurs extérieurs, pour ne pas se voir reprocher d’être juge et partie du processus de consultation publique. Ses représentants semblaient alors parfaitement conscients que cette problématique exceptionnelle méritait des dispositifs participatifs étendus pour ajouter à la robustesse des choix techniques une forme de robustesse sociétale. Néanmoins, cela fait aujourd’hui une bonne dizaine d’années que plus rien n’a été organisé pour poursuivre les débats publics sur les déchets radioactifs, et chaque gouvernement a soigneusement évité la question susceptible de leur faire poser des choix impopulaires. Face à cette absence de décision politique, la Centrale nucléaire de Tihange a dû construire de nouveaux bâtiments de stockage temporaire pour accueillir ses déchets.
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Caractérisation des colis de déchets radioactifs par activation neutronique

Caractérisation des colis de déchets radioactifs par activation neutronique

Dans le domaine de l’assainissement et du démantèlement, en plus du contrôle d’absence de contamination radiologique, il peut également être nécessaire d’identifier la nature chimique de substances inconnues potentiellement toxiques. De nombreux secteurs hors nucléaire peuvent également être intéressés par ce type de mesure. On pourra notamment relever l’intérêt industriel de valoriser des déchets conventionnels comme, par exemple, des terres rares récupérées dans les déchets électroniques. Cette problématique est d’autant plus importante que ces matières premières représentent un enjeu majeur pour le futur, du fait de leur rareté et de leur utilisation croissante avec le développement des nouvelles technologies [EU10, 15]. Les déchets électroniques représentent également un enjeu environnemental à cause du risque de pollution engendré par leur stockage. Toujours sur le plan environnemental, l’activation neutronique permet de contrôler la pollution des eaux et des sols [Khelifi07]. D’un point de vue de la sécurité nationale, cette méthode de caractérisation peut s’avérer utile pour la détection d’armes chimiques ou d’explosifs [Vourvopoulos01]. Par exemple, dans le cas d’opération de déminage il est essentiel de s’assurer de l’absence de substances nocives comme des toxiques de guerre [Bach93]. Notons aussi que l’activation neutronique est employée pour la caractérisation en ligne des crus cimentiers [Womble05] et que ce type de méthode se développe également pour la caractérisation en ligne du charbon [ Sowerby09 ], pour la prospection minière, gazière et pétrolière [Nikitin10]. De façon anecdotique, on peut aussi signaler des tests récents de contrôle qualité de l’alimentation animale [Elias15]. On pourra remarquer, cependant, que l’application des méthodes de caractérisation par activation neutronique dans certains des domaines cités précédemment peut s’avérer complexe, car elle nécessite des autorisations réglementaires parfois difficiles à obtenir pour une utilisation en dehors du domaine nucléaire. En effet, dans différents pays comme la France, la législation ne permet pas, en dehors d’un cadre précis, l’activation des biens de consommation et des produits de construction.
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Evacuation des déchets radioactifs : un aperçu des principes en vigueur

Evacuation des déchets radioactifs : un aperçu des principes en vigueur

Certains considèrent que les méthodes d’évacuation devraient être conçues de façon à nécessiter en permanence une participation de l’homme, même s’il n’est pas prévu de réutiliser les déchets. Les arguments en faveur d’une « surveillance perpétuelle », dénommée parfois « stockage de durée illimitée », traduisent le sentiment selon lequel il serait préférable de conti­ nuer à surveiller les déchets plutôt que d’adopter une forme d’évacuation qui ne permettrait aucun contrôle. Etant donné que les techniques feront sans aucun doute des progrès à l’avenir, il est fort probable que de meil­ leures méthodes soient découvertes et l’adoption hâtive d’une méthode qui pourrait se révéler irréversible interdirait donc la possibilité de recourir à ces nouvelles options. Il convient de remarquer qu’il existe, actuellement, des méthodes sûres permettant d’assurer le confinement de la plupart des déchets, méthodes utilisées à l’heure actuelle pour le stockage et qui peuvent être considérées comme fiables pendant de nombreuses années, en attendant que les déchets deviennent moins toxiques et, dans certains cas, plus faciles à manipuler.
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Théorie économique et gestion des déchets radioactifs. oser le conflit

Théorie économique et gestion des déchets radioactifs. oser le conflit

L’économie politique est pluridisciplinaire et permet d’envisager des coordinations réalistes car mêlant économie et politique. Le conflit suppose que les choix individuels puissent être irrationnels mais l’inefficacité qu’ils engendrent peut être surmontée au plan collectif. Faire des choix collectifs et identifier les postures « défaillantes » suppose de parvenir à des accords et donc de gérer des positions différentes, parfois diamétralement opposées. Le désaccord ne signifie pas nécessairement que l’un des protagonistes soit en faute, dans l’illégalité, ou générateur de nuisances. La décision d’implanter un centre de stockage de déchets est soumise au contrat, aux règles de propriété mais comment arbitrer ex ante un choix ? Qui a raison ou tort ? On objectera que l’intérêt général prime, reste ensuite, rien que cela, à le définir puis l’identifier….et à le faire accepter aux réticents.
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Se souvenir des déchets radioactifs

Se souvenir des déchets radioactifs

Surtout, ces deux modes n’entretiennent pas le même rapport à l’avenir : dans le cadre de la création d’un lien médiatisé, il ne s’agit plus de réaliser un grand et formidable saut à travers les millénaires et de trouver les formules de la durée qui le rendrait possible, mais de tenter de produire de la continuité en s’appuyant davantage sur une logique de transmission à l’échelle de générations amenées à se succéder – autorisant chacune d’elles à prendre des mesures suscep- tibles d’affecter la disponibilité et l’intelligibilité des informations pour les suivantes. À l’inverse, en proposant une distribution d’in- formations sur le site même, par l’intermédiaire de marqueurs de différentes natures, la tentative de création d’un lien direct consti- tue une rupture avec la recherche d’une continuité temporelle dans la transmission des connaissances et de la mémoire. Cette dernière approche a pour but de susciter une compréhension plus immédiate du risque chez les êtres accédant au site pendant la phase post-opéra- tionnelle du dispositif de stockage, quel que soit le moment de leur « rencontre » avec le message.
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