Les déchets sont toujours présents, les sites sont en prospection. Les Instances Locales de Concertation (c'est la dénomination des Commissions Locales d'Information avant la construction) se réunissent et réunissent quelques personnes. La forme choisie est la forme conférence et les conférenciers sont souvent du bon côté (du point de vue du préfet qui gère ce type d'instance). La concertation est, donc faible et c'est bien dommage. Ce qui est encore moins facile à supporter c'est la politique de l'ANDRA qui distribue des cadeaux pour les enfants, des dépliants et multiplie les petites réunions. Les associations n'ont pas les moyens de faire pareil mais tout de même elles assurent une présence et bien souvent leur intervention fait réfléchir.
     On pouvait espérer un autre traitement du problème. Pourquoi se lancer dans la mise en place de deux labos coûteux alors que tant de choses peuvent être précisées simplement avec les petites unités type Auriat, Tournemine ou Revin.
     L'IPSN a fait le point sur les connaissances et manifestement il y a encore beaucoup à faire sans se lancer tête baissée dans une construction énorme et qui devrait "raisonnablement être construite sur un site potentiellement correct". Voici:
     - Le papier préparé pour l'audition de la Meuse,
     - le papier du CSSIN,
     - Le papier du programme de l'IPSN
     - L'annexe 14 du rapport Castaing

     J'ai voulu faire un point sur ce sujet bien brûlant et j'ai repris ce papier de 1982 sur la destruction des actinides et du neptunium en particulier. Il n'a pas une ride parce qu'on n'a pas progressé sur ce sujet, d'ailleurs quels progrès pourrait-on faire?
     Pour que ce soit d'un intérêt quelconque la décontamination doit atteindre des taux de 99 % ce qui exige des chaînes successives coûteuses en irradiation du personnel et surtout en déchets successifs qui vont grossir le tas des déchets B, à stocker en profondeur (doctrine officielle bien sûr).
     Les rendements et les bilans des opérations sont tout de même assez peu alléchants et supposent le séjour en réacteur pendant 6 à 10 ans pour obtenir des réductions. Il faut prévoir des réacteurs, des usines de retraitement, des usines de fabrication de combustibles spécialement affectés à ce cycle. Il est certainement plus sage d'arrêter de disperser des polluants radioactifs tout au long du cycle.
     Peut-être pouvons-nous intervenir pour obtenir que l'on cesse de rêver que la technique peut tout faire.
 

Le laboratoire, sa nécessité, son apport aux problèmes des déchets
     Il y a nécessité à développer des techniques de gestion des déchets qui minimisent le retour des radioéléments dans la biosphère. Le stockage en couches géologiques profondes que doit tester le laboratoire est-il suffisamment bien défini?
     Il n'est pas aisé de répondre à cette question. L'analyse des divers documents montre la complexité du sujet.
     L'IPSN a étudié différents milieux à l'aide de petites unités dénommées LEMI (Laboratoires d'Etudes Méthodologiques et Instrumentales, nous reviendrons sur ces petites unités). Ces études menées depuis plus de 10 ans n'ont pas encore permis de disposer de modèles vraiment fiables permettant d'étudier un terrain. La géologie nous renseigne bien sur le passé d'une région mais elle a du mal à nous prédire le futur.
     Il n'est pas encore évident que le meilleur choix soit celui de l'enfouissement profond. En effet le suivi des déchets enrobés et installés dans une galerie dont l'accès n'est plus possible, une fois le bouchage du site effectué reste un point difficile. Cette solution peut être valable, éventuellement pour le court terme mais si on décèle une pollution que fera-t-on? Si on est encours de remplissage, l'accès aux galeries sera peut-être encore possible avec des robots. Si on est en phase terminale, on pourra suivre la pollution mais on ne pourra pas intervenir sur le site. Le site, une fois fermé on ne pourra que déplorer la pollution.

Analyses des résultats de l'IPSN avec les LEMI
     L'IPSN a mené de nombreuses études sur le problème de l'efficacité des barrières géologiques vis à vis de la migration des déchets radioactifs. En 1992 une évaluation de ces études a été présentée au Comité Scientifique de l'IPSN.

1. Evaluation 1992
     La majeure partie des travaux portaient sur le granite, une seule était sur l'argile au LEMI de Toumemine.
     Les rapporteurs s'interrogeaient sur l'ensemble des études en notant l'absence de travail de synthèse, l'absence de comparaison avec des travaux intemationaux.. Ils déploraient également que les études se bornent à accumuler des résultats sans faire apparaître les acquis et les manques.
     Voici l'intégralité de leurs recommandations:
     «L'objectif majeur des travaux réalisés dans les LEMI semble être de développer un savoir faire méthodologique et instrumental. Il paraît donc essentiel, qu'à la fin de chaque opération, soient tirées les leçons de l'expérience de façon à bien souligner les acquis et les questions laissées en suspens.

2. Synthèse 1994
     Ces recommandations sévères ont abouti à un travail de synthèse présenté en février 1994 dont je vais tirer quelques extraits. L'auteur (Jean Claude Barescut) part du principe:
     «une solution ne pourra être acceptable que si l'on peut prouver que son impact radiologique et les contraintes qu'elle impose aux populations actuelles et futures sont insignifiants. »
     Il en conclut:
     «Une démonstration à ces échelles de temps et d'espaces [durée de vie le million d'années et perte d'efficacité sur quelques milliers d'années] ne peut reposer sur des expériences en vraie grandeur. Le recours à la modélisation est obligatoire pour faire une synthèse entre les expériences partielles et pour assurer les nécessaires transpositions d'échelles d'espace et de temps.»
     Il ajoute que la responsabilité de la conception et de la mise en oeuvre des stockages est du ressort des exploitants et que la mission de l'IPSN est de conseiller les pouvoirs publics et d'évaluer les arguments des exploitants.
     En conséquence l'IPSN doit développer ses moyens d'expertise et en particulier maîtriser la modélisation.
     Un point important est le suivant:
     «Si les travaux sur la barrière géologique sont privilégiés actuellement c'est que tous les spécialistes s'accordent pour juger que c' est l'alternative la plus avancée et le passage obligé pour tout mode d'élimination... Les travaux seront réorientés, si nécessaires, en fonction de l'avancée éventuelle de solutions nouvelles ou du retour en grâce de solutions examinées autrefois.» [souligné par le GSIEN]

Modélisations
     Les modélisations ont été établies avec différents résultats physiques

     1. La complexité des couplages
     La migration des produits radioactifs est gouvernée par les mouvements de l'eau dans le sol. C'est un problème d'hydraulique mais vont intervenir aussi la dilatation de la roche, les colmatages chimiques, les effets thermiques, les mouvements tectoniques.

     3. L'effet thermo-hydro-mécanique
     «Le principal problème des milieux fissurés est sans doute le chauffage par les déchets.»
     «Il est impossible de représenter le réseau de fractures réelles mais les conclusions qualitatives sont sans ambiguïté: de larges fissures et un soulèvement du sol de quelques dizaines de cm sont à attendre d'un stockage type. Cela peut conduire à réduire la charge chauffante (espacement des colis, refroidissement préliminaire) ou à le placer plus en profondeur. »

     4. La chimie
      «Le rassemblement des données existantes est un vaste travail mené à l'échelle internationale. La mesures des constantes manquantes, surtout lorsqu'elle doit se faire en laboratoire chaud ne progresse que très lentement.»

     5. La géoprospective
     Pour le stockage profond on mise sur «Un des critères de choix d'un site est justement d'éliminer les sites où ces effets [variation du niveau des mers, séismes, érosion, etc...] sont envisageables.. «bien qu'on ne peut se contenter de considérer que les conditions externes resteront fixes.»

Validation des modèles
     Après cette revue des modélisations il aborde un point difficile, la validation des modèles.
      «Trois voies s'ouvrent à nous pour valider les modèles. Le travail sur échantillon en laboratoire, le travail sur site [l'IPSN a appelé ses sites LEMI mais pour ne pas créer une confusion avec les laboratoires de l'ANDRA, ils seront dénommés sites d'études] en tentant de maîtriser les conditions expérimentales. Et enfin le travail sur le terrain dans des cas où la maîtrise des conditions est quasi nulle.»
     «le laboratoire est essentiel pour analyser les roches, mesurer les perméabilités, la conduction thermique...» en un mot pour mettre en évidence les paramètres essentiels aux modèles.
     En ce qui concerne le travail sur site citons notre auteur:
     «Dès lors que l'on aborde des phénomènes où joue une variabilité spatiale, le travail sur le terrain devient indispensable. C' est également nécessaire pour être sûr qu'il n'y a pas de phénomènes ayant échappé au travail de laboratoire. Le travail sur terrain est indispensable pour valider les modèles de circulation.
     Il y a une nuance importante entre deux types de laboratoires. Les premiers servent à la validation et à la progression des connaissances. On peut mettre dans cette catégories les études sur sites de l'IPSN... Une deuxième catégorie est celle pour laquelle on a tendance à réserver la dénomination - laboratoire souterrain -. Ce type de laboratoire, normalement de dimensions représentatives d'un stockage est avant tout destiné à vénfier qu'un site déterminé est apte au stockage. On élimine donc a priori tout emplacement pour lequel on a un doute sur son aptitude future. En principe, ne serait-ce que pour des questions de coûts, on devrait être sûr de disposer de modèles et techniques nécessaires avant d'entreprendre ce type de construction... En pratique, la phase d'exploration préliminaire off'e encore des possibilités de validation.»

Voici les conclusions
     «C'est à l'exploitant de choisir sa stratégie de protection et il est clair que s'il estime que sa démonstration peut se passer de faire appel aux propriétés protectrices de certains sous-systèmes, il a tout intérêt à cibler ses efforts sur les autres. Plus il arrivera à affiner ses marges sur les phénomènes qu'il prend en compte, plus il aura de latitude pour prendre de marge sur les phénomènes incertains. Par exemple, on a indiqué que la fracturation des milieux granitiques posait encore quelques problèmes de part la difficulté de repérer les fissures conductrices et à garantir qu'il ne s'en ouvrira pas d'autres. Il n' est pas impossible que des études ultérieures ne montrent que cette crainte est exagérée mais une façon de tourner la difficulté pourrait être de se reposer plus sur les qualités du colis de déchets (c'est l'option suédoise) ou de ses barrières ouvragées. L'exploitant peut aussi éviter la difficulté en préférant les milieux sédimentaires multicouches. L'exploitant n'est en fait soumis qu'à l'obligation de résultats et non de moyens. Quels que soient ses choix, il devra faire la preuve incontestable de l'efficacité de sa solution.»
     «Au stade où en sont les études il est donc sans doute trop tôt, aussi bien pour l'exploitant que pour l'IPSN, pour trop restreindre les domaines d'étude. L'exploitant a des projets importants, en particulier ceux demandés par la loi. L'IPSN doit optimiser son effort en se préparant à évaluer les propositions des exploitants mais aussi en justfiant sa compétence d'expert. Il faut, pour cela que ses modèles et leurs utilisateurs aient fait la preuve de leur validité pour les uns, de leur compétence pour les autres. Toutes ces raisons justifient que ce domaine clé bénéficie d'une attention soutenue et soit l'occasion de collaborations internationales autour de la modélisation et des activités de validation associées.»

Travaux de l'IPSN
     Comment ce rapport se traduit-il dans les activités de l'IPSN? Voici un aperçu de son programme pour 1995

     Stockages profonds
     - études dés transferts en milieu argileux
     Il faut comprendre en laboratoire les mécanismes de circulation de l'eau dans ce milieu très imperméable. L'approche passe par l'étude d'autres modes de transport que ceux liés à la perméabilité (diffusion et vérification des modes de transfert)...
     - modélisation de l'influence des phénomenes géochimiques sur la circulation des radionucléides dans le milieu profond.

     Il faudra approfondir la compréhension du couplage des phénomènes chimiques aux phénomènes hydrologiques et thermiques.

     - modélisation des transferts dans la biosphère
     L'effort doit porter sur l'intégration des connaissances radioécologiques, utiles dans le cas de l'impact des stockages de déchets, avec en particulier deux aspects: assimilation par les végétaux et les animaux, définition des biosphères de référence à une échelle de temps inhabituelle...

     - étude des transferts en milieu fissuré
     Le granite est le meilleur exemple pour ce type de milieu. On sait actuellement décrire les fractures, mais on ne connaît pas leur comportement sous sollicitation thermomécanique...

- modélisation de la probabilité d'extension de la calotte glacière et modélisation de l'érosion.

     Qu'apporte le laboratoire à ces résultats?
     Peut-on exploiter les résultats des LEMI pour définir un
laboratoire?

     Dans l'état actuel du dossier il est prématuré de songer à un laboratoire puisque, comme le souligne le rapport de l'IPSN le choix du site doit être quasiment un choix définitif. Le laboratoire ne pourrait valider que des modélisations et des études déjà très avancées. Ce n'est pas le cas, il est donc préférable de continuer des études avec des LEMI pour valider les études de laboratoire. Il ne faut pas précipiter le stockage en profondeur. Il faut assurer un entreposage sûr, effectuer des recherches sur les emballages, s'assurer de leur tenue. Les transferts dans les plantes et les animaux doivent être continués en particulier avec les résultats de Tchernobyl. De même les dernières études de la CIPR, de l'AIEA doivent être prises en compte pour évaluer l'impact d'un site. C'est en cours mais le travail est complexe car certains termes comme celui des facteurs de transfert restent incertains.
     D'autre part une consultation des populations est indispensable, consultation ouvrant les dossiers et permettant les questionnements.
     Pourtant à la dernière réunion du CSSIN (Conseil Supérieur de Sûreté et d'Information Nucléaire) d'octobre l'ANDRA a présenté son programme.
     Quatre départements se sont dégagés suite à la médiation du député Christian Bataille.
     L'ANDRA mène des études pour établir la géométrie possible des sites. Des études sont en cours pour vérifier l'écoulement des eaux. On essaie aussi d'évaluer la stabilité des sites pressentis et leurs ressources naturelles pouvant entraîner une intrusion ultérieure.

     Dans la Meuse: 2 forages profonds sont prévus. Un est réalisé, l'autre est programmé en décembre 1994.

     Dans le Gard: un forage profond de 885m a été réalisé à Marcoule.

     Dans la Vienne: 11 forages entre 300 et 600 m dans le granite sont programmés pour 1994.
     Si le travail en laboratoire et sur site avaient permis l'élaboration de modèles et une compréhension de tous les phénomènes on pourrait être à la phase laboratoire. Ce n'est pas le cas.
     Les LEMI ont permis, après de nombreux efforts, de pointer le manque de modélisation, le manque de bilan. Il s'est dégagé une série d'expériences à réaliser en petits sites avant toute autre approche. L'IPSN a un programme cohérent, qu'elle le réalise.
     L'idée d'un laboratoire n'a pas de cohérence scientifique, c'est juste un moyen de faire croire que le problème des déchets a une solution. Le problème reste entier. Il est illusoire avec un problème à autant de variables d'imaginer qu'une réalisation taille 1 va améliorer la compréhension. Il vaut mieux tester chaque paramètre et seulement ceux-ci fixés passer à une réalisation industrielle
     L'ANDRA peut et même doit mener des études conjointement avec l'IPSN ou seule mais le programme qu'elle a présenté au CSSIN est prématuré. Il est loin d'être certain que l'on doive stocker en profondeur, l'apport d'un laboratoire à ce sujet ne paraît pas décisif. Par contre l'étude en petits sites est mieux adaptée pour définir les paramètres, pour fixer des variables.
     Les LEMI peuvent servir à la compréhension des phénomènes c'est donc une voie à explorer et finaliser. Par contre la mise en route d'un énorme laboratoire est une aberration en l'état des connaissances.

I - Une classification des déchets radioactifs
     La DSIN assure, dans le cadre du décret du 11 déçembre 1963, le contrôle de la sûreté des installations de traitement, de conditionnement, d'entreposage et de stockage des déchets radioactifs et le contrôle des filières d'évacuation des déchets radioactifs produits dans les installations nucléaires de base.
     Les déchets radioactifs sont très divers en activité, en durée de vie, en volume etc... Chaque type de déchets nécessite un traitement et une solution d'élimination définitive adaptés afin de rendre négligeable l'impact sanitaire des déchets, aujourd'hui et sur le long terme.
     La classification actuelle des déchets radioactifs (A, B, C) en recouvre très incomplètement le spectre: elle exclut notamment les déchets faiblement actifs à vie longue et les déchets très faiblement actifs.
     La DSIN propose donc de passer à une classification plus opérationnelle des déchets radioactifs basée sur les caractéristiques physiques que sont la durée de vie et l'activité.
     Le tableau suivant montre la classification proposée, et traduit l'état actuel des solutions de gestion retenues pour chaque catégorie des déchets radioactifs.

                                                          Durée
Activité de vie:                Courte période   Longue période
Très faiblement actif:        entreposages          d'attente
Faiblement actif:        stockage de surface  entreposage d'attente
Moyennement actif:    stockage de surface   Loi du 30/12/91*
Hautement actif:           Loi du 30/12/91*    Loi du 30/12/91*

     * Le champ d'application de la loi 1991 ne recouvre à proprement parler que les déchets à longue période mais les déchets hautement actifs à courte période ont toujours été traités de la même façon que les déchets visés par la loi de 1991, les uns et les autres étant inacceptables dans les stockages de surface de l'ANDRA.

II - Les centres de stockage de surface de l'ANDRA
     Les déchets de durée de vie courte (inférieure à 30 ans) et faiblement ou moyennement actifs sont stockés dans les centres de surface de l'ANDRA.
     Le principe de ces centres consiste à confiner les déchets à l'abri des agressions et notamment de toute circulation d'eau, jusqu'à ce que leur radioactivité ait suffisamment décru pour être totalement négligeable: à la phase d'exploitation du stockage succède ainsi une phase de surveillance de l'ordre de 300 ans, au bout de laquelle le site pourra être rendu sans restriction à une utilisation banale. L'ANDRA exploite actuellement deux centres de cette nature: celui de la Manche, d'une capacité de 500.000 m³, dont la phase d'exploitation vient de se terminer, et celui de l'Aube, d'une capacité de 1000.000 m³, dont l'exploitation a démarré en 1992.
     Les actions de la DSIN dans ce domaine sont multiples:
     - instruction des procédures de changement d'exploitant au Centre de Stockage de la Manche (CSM) et au centre de Stockage de l'Aube (CSA),
     - instruction de la procédure de passage en phase de surveillance au CSM, comportant une enquête publique,
     - suivi technique des dispositions adoptées pour le passage en phase de surveillance du CSM, notamment la pose de la couverture, l'inventaire chimique et radiologique du site, un point radiologique de l'environnement, les dispositions de contrôle de l'environnement et de la couverture durant la phase de surveillance;
     - suivi technique de la qualité du conditionnement des colis de déchets, à la fois chez les producteurs de déchets (EDF, Cogema, CEA,...) et chez l'ANDRA (contrôle de l'organisation qualité);
     - suivi de l'exploitation du CSA;
     - suivi de l'exploitation du CSM, notamment le désentreposage et la réception des demiers colis.

III - Les suites de la loi du 30 décembre 1991 (pour mémoire: ce point fait l'objet principal du Comité à l'Énergie Atomique du 8 décembre 1994).
     On sait que la loi n^o 91-1381 du 30 décembre 1991 a fixé les grandes orientations relatives aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs:
     - la gestion des déchets radioactifs à haute activité et à période longue doit être assurée dans le respect de la protection de la nature, de l'environnement et de la santé, en prenant en considération les droits des générations futures;
     - des travaux seront menés sur:
     ï la recherche de solutions permettant la séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue présents dans ces déchets;
     ï l'étude des possibilités de stockage réversible ou irréversible dans les formations géologiques profondes, notamment grâce à la réalisation de laboratoires souterrains;
     ï l'étude de procédés de conditionnement et d'entreposage de longue durée en surface de ces déchets;
     - l'installation et l'exploitation d'un laboratoire souterrain sont subordonnées à une autorisation accordée par décret en Conseil d'État, après enquête publique et consultation des collectivités territoriales intéressées
     Sa mise en application est précisée par plusieurs décrets; l'un d'entre eux fixe les modalités d'action du médiateur chargé d'organiser la consultation des élus, des associations et des populations au niveau local, et un autre précise les conditions dans lesquelles le laboratoire souterrain pourra être créé. Le processus de concertation, mené par le médiateur Christian Bataille, et appuyé sur des critères géologiques favorables, a abouti, en janvier 1994, au choix, par le Gouvernement, de quatre zones géologiques situées dans les départements du Gard, de la Vienne, de la Haute-Marne et de la Meuse, précédant le choix ultérieur de sites d'implantation des laboratoires.
     La DSIN s'est volontairement tenue en retrait pendant toute la partie publique de la mission de médiation, de façon à laisser libre champ à la concertation.
     Elle a ensuite insisté sur la nécessité de retenir un nombre de sites suffisant pour permettre une véritable sélection à la suite des travaux de reconnaissance actuellement menés par l'ANDRA.
     Elle a rappelé à l'ANDRA un certain nombre d'exigences pour atteindre les objectifs fixés par la Règle Fondamentale de Sûreté (RFS) émise par la DSIN enjuin 1991.
     Il s'agit notamment:
     - de présenter l'ensemble des éléments techniques utilisés lors du processus de concertation;
     - de préciser certaines caractéristiques, notamment géologiques, des quatre sites afin de pouvoir juger de leur caractère favorable pour accepter un laboratoire;
     - d'initier la définition des concepts de stockage en fonction des contraintes (inventaire radiologique, réversibilité, combustibles irradiés en l'état ou déchets issus du retraitement);
     - de justifier les premiers éléments du programme de recherche et d'expertise à mener dans les laboratoires au regard des objectifs de la RFS.
     Une séance du groupe permanent «déchets» s'est tenu sur la base des documents de l'ANDRA, qui ont apporté des réponses aux points mentionnés ci-dessus.

IV - Vers une gestion rigoureuse des déchets de faible et très faible activité
     Les déchets radioactifs de faible activité et à longue période, ou de très faible activité, sont de natures très diverses. Il s'agit, par exemple, de résidus miniers très faiblement actifs, homogènes dans leur composition mais importants en volume, des déchets issus du traitement de l'usine Rhône-Poulenc à la Rochelle et entreposés à Cadarache, ou encore de déchets de démantèlement ou résultant de la remise en état de points noirs.
     Les résidus miniers de très grand volume ne peuvent que rester en place, dans des conditions de protection et de surveillance à définir. Les autres déchets font actuellement l'objet de filières de traitement ou de stockage parfois imparfaitement maîtrisées.
     La DSIN a initié avec les producteurs de déchets radioactifs, l'ANDRA et les départements ministériels concernés, une réflexion visant à aboutir à une gestion rigoureuse des déchets de faible ou très faible activité.
     La DSIN considère que l'instauration de seuils universels de décontrôle par les pouvoirs publics n'est pas à l'ordre du jour et ce pour toute une série de raisons:
     - l'opinion publique n'est pas préparée à l'officialisation par le pouvoir politique de tels seuils;
     - la décision serait perçue comme opportuniste, et destinée à permettre aux producteurs de déchets de s'en débarrasser;
     - ces seuils pourraient être une incitation à la dilution;
     - les exploitants de décharges et les riverains de ces décharges s'opposeront à la réception de tels déchets;
     - des contrôles fiables, menés de façon industrielle sur des quantités importantes de déchets à l'entrée d'une décharge, sont impossibles aujourd'hui.
     La DSIN propose, au contraire, l'instauration de filières d'évacuation contrôlées avec traçabilité totale des déchets. Cette démarche passe par:
     - l'élaboration d'études déchets, à l'instar de ce qui se fait dans l'industrie non nucléaire;
     - la définition de zonages dans les installations pour identifier les parties dont les déchets pourraient être radioactifs;
     - la défmition, approuvée par les pouvoirs publics, de filières adaptées pour chaque type de déchets radioactifs, s'appuyant sur des études d'impact et faisant l'objet d'une information ou d'une consultation du public (enquête publique);
     - la création de stockages dédiés pour ces types de déchets;
     - un contrôle réglementaire plus précis, notamment par une meilleure rédaction des décrets d'autorisation de création d'installation.

VI- Le démantèlement
     Le démantèlement des réacteurs et des usines va générer de grandes quantités de déchets de très faible activité.
     La DSIN suit les démantèlements au niveau 2 (c'est-à-dire retrait des matières fissiles, enlèvement des parties facilement démontables, réduction au minimum de la zone confinée et aménagement de la barrière externe) d'un certain nombre de réacteurs.

VII-Les implications internationales
     Au-delà des multiples échanges bilatéraux sur la gestion des déchets radioactifs avec les autorités de sûreté d'une quinzaine d'autres pays, la DSIN est fortement impliquée:
     - dans le programme RADWASS de l'Agence Internationale de l'Énergie Atomique (AIEA);
     - dans l'élaboration d'une stratégie française dans le cadre de l'Union Européenne.
     Le programme RADWASS de l'AIEA a pour objectif d'élaborer une série de documents définissant les principes et les modalités d'une gestion sûre des déchets radioactifs. Ces documents devraient servir de base technique à une future convention internationale de sûreté dans la gestion radioactifs.
     La DSIN poursuit plusieurs objectifs:
     - la qualité technique des documents proposés;
     - la cohérence interne des différents documents du programme RADWASS;
     - la cohérence externe avec les autres programmes de l'Agence (par exemple les programmes relatifs à la sûreté des réacteurs et aux normes de base en matière de radioprotection);
     - un processus d'approbation prenant en compte les avis des États membres et intégrant les préoccupations de qualité.
     Par ailleurs, la DSIN participe des États membres et des producteurs de déchets au sein de ces états;
     Il s'agit, notamment:
     - d'affirmer la responsabilité des États membres et des producteurs de déchets au sein de ces états;
     - de refuser le principe d'équivalence pour la gestion internationale des déchets radioactifs;
     - de ne pas se faire imposer des seuils de décontrôle au travers de la réglementation européenne.

Programmes 1995
Stockages profonds
     ï études des transferts en milieu argileux
     Il faut comprendre en laboratoire les mécanismes de circulation de l'eau dans ce milieu très imperméable. L'approche passe par l'étude d'autres modes de transport que ceux liés à la perméabilité (diffusion et vérification que des modes de transfert, a priori mineurs (l'osmose ou tout autre flux à des gradients divers), ne jouent pas un rôle significatif).
     ï modélisation de l'influence des phénomènes géochi-miques sur la circulation des radionucléides dans le milieu profond.
     Il faudra approfondir la compréhension du couplage des phénomènes chimiques aux phénomènes hydrologiques et thermiques (amélioration du code MELODIE, études de sensibilité du code couplé STELE qui est l'étape suivante de MELODIE, vérification partielle des codes à l'aide d'analogues naturels).
     ï modélisation des transferts dans la biosphère.
     L'effort doit porter sur l'intégration des connaissances radioécologiques, utiles dans le cas de l'impact des stockages de déchets, avec en particulier deux aspects: assimilation des radionucléides par les végétaux et les animaux, définition des biosphères de référence à une échelle de temps inhabituelle (long terme, prévision des doses à des êtres humains hypothétiques, quel environnement et quelles pratiques).
     ï étude des transferts en milieu fissuré.
     Le granite est le meilleur exemple pour ce type de milieu. On sait actuellement décrire des fractures, mais on ne connaît pas leur comportement sous sollicitation thermomécanique (programme TMM) (genèse de la fracture, colmatage, réactivation par les mouvements tectoniques ou sismiques etc...).

Stockages de surface
     Certains thèmes de recherche sont communs aux programmes de sûreté sur les déchets: dès lors que les éléments radiotoxiques rejoignent la biosphère, il importe peu de savoir s'ils sont issus d'un stockage profond ou de surface. De même l'hydrologie des couches superficielles, ainsi que les phénomènes d"'effet retard" par intéractions chimiques, sont communs. Les spécificités du dossier des stockages de surface portent davantage sur les points suivants:
     ï au plan des recherches de base
     - études sur l'évolution de la couverture avec des expériences sur la perméabilité à l'eau et au radon et ou à ses descendants;
     - études de la lixiviation et de l'évolution physico-chimique des tas. L'approche est commune avec STOKPRO et fait l'objet d'exercices internationaux (CHEMVAL). Les études pour la gestion post-accidentelle de déchets contaminés en sont au stade de l'évaluation pour se faire une première idée des problèmes spécifiques de lixiviation et établir un programme ultérieur plus conséquent;
     - études "papier" pour l'aide à la définition de critères pour le périmètre de servitude et les caractéristiques de la couverture (risques permanents et risques accidentels)
     - études sur le tritium (comportement et radiotoxicité en fonction de ses formes physicochimiques et notamment organiques dans le cas des déchets tritiés);
     - évaluation comparative du risque pour les travailleurs (manipulation, transformation) et les populations (intrusion, transfert par voie eau ou par la couverture, utilisation ultérieure du site) en présence de niveaux "élevés" de rayonnement naturel (en particulier risque radon);
     ï au plan des études d'impact
     - caractérisation du terme source;
     - comportement dans la biosphère;
     - impact des pratiques agricoles, industrielles et domestiques.
     ï au plan de la validation des modèles
     - études du niveau de contamination de l'environnement des dépôts de résidus miniers existant;
     - études sur d'anciens sites miniers;
     - comparaison avec des gisements non exploités.
     ï au plan de l'évaluation de sûreté
     Les échéances sont liées à la fermeture du Centre de Stockage de la Manche (CSM) le ler janvier 1996:
     - dossier préliminaire de passage en phase de surveillance (ler janvier 1995),
     - rapport provisoire de fermeture (décembre 1995).

Département des réacteurs à eau service d'études nucléares, septembre 1982

Compléments sur la gestion du neptunium 237
     La note en référence (1) présente un exemple de stratégie de gestion du Neptunium 237 dans les réacteurs à fission avec pour objectif  la destruction d'une fraction importante des quantités de ce nucléide qui seraient stockées définitivement dans les déchets de haute activité. 

1- Destruction du neptunium 237 dans les réacteurs à eau
     Comme indiqué précédemment (2), la destruction du 237Np dans les réacteurs à eau est faisable, va même plus vite que dans les réacteurs à neutrons rapides mais est plus coûteuse sur le plan neutronique, donc vraisemblablement aussi sur le plan économique.
     Le bilan de réirradiation pendant un cycle de 3 ans est donné dans le tableau I et peut être comparé à celui du tableau III de la note (1).

Nucléides   237Np 238Pu 239Pu 240Pu 241Pu 234U Total
% en fin
d'irradiation  32,1     34,6    7,0      2,9      1,7      0,5    79,9
% fissionnés   1,6       4,0   12,9     0,1      1,5        -      20,1

     Cette comparaison confirme que la disparition du neptunium est plus rapide dans le réacteur à eau (68 % contre 44 % au bout de 3 ans) mais que la fission se produit principalement au niveau du 239Pu donc après deux captures successives de neutrons par le noyau initial.
     Cette disparition rapide entraîne qu'en cas de recyclage du neptunium dans un réacteur à eau l'inventaire de ce nucléide va se stabiliser à un niveau relativement bas. Pour un recyclage quasi homogène ce niveau correspond à une teneur en neptunium du combustible environ 1,5 fois plus élevé que dans le combustible déchargé en l'absence de recyclage, ou, dans une autre expression, à une quantité totale présente dans le réacteur environ 2 fois plus élevée qu'en l'absence de recyclage.
     Cet accroissement d'inventaire n'est nullement rédhibitoire et le réacteur pourrait accepter des quantités de Np plus importante avec cependant une limitation qui tient à l'effet en réactivité. Le 237Np se comporte vis à vis du réacteur à eau comme un poison mais qui est en même temps un élément fertile. Ceci tient d'une part à une section efficace de capture assez élevée et d'autre part au fait que le noyau fissible principal auquel il donne naissance (le 239Pu) n'apparaît qu'à la seconde génération de capture.

237Np  238Pu  239Pu  240Pu  241Pu  242Pu  Autres
                                                                         noyaux
                                                                           lourds
 10,3      21,8      5,1       2,9       2,2      2,4         3,0

     Si ces crayons spéciaux sont envoyés aux déchets sans retraitement on conserve 13 % des noyaux de neptunium potentiel. Compte tenu du rendement de séparation lors du retraitement initial c'est en définitive 78 % du neptunium qui a été détruit. En supposant que le plutonium extrait lors du retraitement du combustible normal sera réutilisé par ailleurs (hypothèse b de la référence (1)), on arrive pour cette stratégie à un rejet global aux déchets de 12,2g/(Mwe x an) de 237 Np potentiel.
     Si les crayons spéciaux sont retraités avec le combustible normal le rendement de l'opération sera un peu amélioré et la quantité de neptunium potentiel dans les déchets passera à 11,lg/(Mwe x an).
     En conclusion, la réirradiation du 237Np dans les réacteurs à eau peut être envisagée sans obstacle fondamental.
     Elle suppose toutefois:
     - d'être effectuée dans une fraction importante du parc de réacteurs de ce type
     - de mettre au point et de fabriquer des crayons spéciaux qui pourront être irradiés au moins pendant six ans
     - une légère pénalité sur l'enrichissement du combustible normal qui devra être évaluée avec plus de précision, compte tenu en particulier de l'énergie produite dans les crayons spéciaux

2-Irradiation limitée du mélange Np + Am + Cm
     Dans l'hypothèse où l'on veut atteindre une réduction du
neptunium potentiel dans les déchets plus importante que les
facteurs 4 ou 5 mentionnés dans (1) ou dans l'exemple du paragraphe précédent, il est nécessaire de procéder à une extraction aussi complète que possible des Np et Am des déchets et à une réirradiation de l'ensemble. Toutefois l'objectif de cette réirradiation peut être limité à la réduction du neptunium potentiel sans chercher à détruire par fission tous les noyaux
lourds qui peuvent résulter de ce processus.
     Afin de chiffrer l'intérêt et les conséquences d'une telle stratégie nous supposons que l'ensemble des noyaux lourds, Np,
Am et Cm, sont extraits lors du retraitement des combustibles de réacteurs à eau avec un rendement de 99 %, puis que cet ensemble est placé en irradiation dans un réacteur à eau ou dans
un réacteur à neutrons rapides sous forme de cibles qui sont,
après irradiation, mises aux déchets sans retraitement.
     Le tableau II indique les facteurs de réduction du neptunium
potentiel dans les déchets en fonction du nombre d'années d'irradiation pour les deux types de réacteurs.

Nombre d'années     Réacteur à eau          Réacteur
 d'irratiation                                        à neutrons rapides
        1                                4                           3
        3                                9                           5
        6                              20                           9
      10                              45                         17

     Les valeurs du tableau II montrent qu'il est possible d'atteindre des facteurs de réduction élevés par une seule réirradiation du mélange (Np + Am + Cm), la limite théorique étant un facteur voisin de 90 lié à la quantité de 241Pu partant aux déchets dans le retraitement initial du combustible. On peut constater également que le processus est plus rapide dans le réacteur à eau ce qui s'explique par des taux de capture plus élevés et par le fait que l'on ne cherche pas à détruire les noyaux par fission mais uniquement à les faire disparaître.
     Sur le plan pratique, indépendamment des problèmes que peut poser au niveau du retraitement la réextraction à 99 % des Np, Am et Cm, il serait nécessaire de résoudre les problèmes suivants:
     - fabriquer des cibles contenant des quantités importantes de ces trois éléments avec une activité très intense en particulier une émission neutronique liée au 244Cm.
     - mettre au point ces cibles pour qu'elles puissent supporter une irradiation nettement plus longue que le combustible normal, surtout si l'opération est faite dans les réacteurs à neutrons rapides. Il faut noter toutefois qu'une irradiation en deux étapes avec retraitement intermédiaire n'est pas forcément exclue et en tout cas ne pénaliserait pas beaucoup les facteurs de réduction du Np potentiel si les rendements d'extraction demeurent de l'ordre de 99%.
     - compenser l'effet en réactivité négatif de ces cibles par un sur-enrichissement du combustible normal si l'opération est effectuée dans les réacteurs à eau. Cette pénalité n'existe pas si elle est effectuée dans les réacteurs à neutrons rapides.

Conclusion
     Plusieurs voies sont possibles pour réduire la quantité de neptunium 237, réel ou potentiel, qui serait stockée définitivement dans les déchets radioactifs.
     En plus de l'utilisation du plutonium comme combustible des réacteurs, l'extraction du neptunium lors des opérations de retraitement et sa réirradiation permettraient de gagner des facteurs 4 à 5 par rapport à la solution de "non retraitement".
     Des facteurs de réduction plus importants, quelques dizaines, peuvent être obtenus si l'ensemble des actinides est extrait des déchets avec un très bon rendement (~99%) et est réirradié pendant une durée assez longue (~10 ans).
     Dans les deux cas le choix du type de réacteurs le plus favorable résulterait d'un compromis entre l'efficacité, exprimée en vitesse de disparition et en facteurs de réduction, et le coût provenant des pénalités au réacteur et des opérations hors réacteur. Les réacteurs à neutrons rapides sont certainement mieux placés pour des recyclages homogènes dans le combustible? Si on effectue des réirradiations en cibles, donc hétérogènes, les réacteurs à eau présentent des avantages en efficacité, mais on peut aussi s'interroger sur l'intérêt d'une redéfinition d'un réacteur optimal pour ce type d'opérations.