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N°151/152
Dossier déchets
I - Traduction NUCLEAR WASTES - Washington 1996

Résumé des décisions
     Pendant plus de 30 ans, les ingénieurs du nucléaire ont cherché à développer des procédés réalisables pour la gestion de la sûreté et un stockage pour les déchets hautement radioactifs contenant les radionucléides à vie longue. Quelques unes des solutions proposées se sont focalisées sur la séparation de la composante à vie longue des déchets et sur sa transmutation par bombardement neutronique en des noyaux stables ou radioactifs à vie courte. Le Département de l'Énergie (DOE) a fourni une contribution financière dans le passé, et/ou pour le futur a été contacté pour soutenir plusieurs projets pour développer des techniques de séparation et de transmutation (S & T). Le Comité sur la Technologie de Séparation et les systèmes de Transmutation (STATS) du National Research Council a été institué à la demande de la DOE pour évaluer l'état de l'art des concepts S & T. Le but est de déterminer si l'alternative S & T offre des avantages sur la politique actuelle du gouvernement en faveur d'un stockage en l'état pour les combustibles irradiés issus des REP sans recours au retraitement ("once-through" cycle du combustible irradié). Le comité, pour remplir son mandat, a aussi examiné les options industrielles pour la mise en oeuvre d'un traitement sûr des déchets de haute activité (HLW) générés par les programmes de Défense, s'intéressant tout particulièrement au problème d'en finir avec les déchets de Hanford, centre DOE de l'État de Washington.

Le cycle "once-through" du combustible ou cycle sans retraitement
     La directive nationale actuelle est stockage et "decay cool": on attend la décroissance radioactive du combustible irradié stocké sur le site du réacteur pendant 10 ans au moins. Alors on expédie dans un stockage surveillé et réversible (MRS) où il serait temporairement stocké (pour les français "entreposé"), éventuellement encapsulé et expédié dans un dépôt géologique. On l'appelle le "once-through" cycle du combustible parce que le combustible irradié n'est pas retraité et donc non recyclé. Tous les autres cycles impliquant les systèmes S & T et examinés dans ce rapport exigent un retraitement avec les implications associées.
     Un point avantageux du stockage direct des combustibles irradiés dans un dépôt sans retraitement est que, si des conditions de rétention existent dans ce dépôt, les actinides ne pourront pas emprunter facilement le cheminement des eaux souterraines. 

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En effet ils sont quasiment insolubles sous cette forme. Cependant, sous réserve de scénarios tels que intrusion humaine ou possibilité d'oxydation dans le dépôt, le relâchement d'actinides pourrait se faire et induire quelques risques. D'autre part, après une longue période, l'essentiel de la dose vient principalement des produits de fission technétium (Tc-99) et iode (I-129) qui sont solubles dans l'eau et peuvent donc sortir par le cheminement des eaux souterraines.
     Actuellemçnt DOE est en train d'évaluer le site de Yucca Moutain / Nevada pour décider si ce site peut être retenu comme le premier dépôt des déchets HLW. Les recommandations de la "Nuclear Regulatory Commission ou NRC" pour autoriser un dépôt exigent que l'emballage du combustible résiste de 100 à 1.000 ans. Une telle exigence assure les estimations de relâchement requises sur le long terme - environ 10.000 ans ou plus. Inscrit dans la loi, le premier dépôt est limité à 70.000 tonnes de métal lourd jusqu'à ce que le second dépôt soit créé. L'avant-projet actuel est prévu pour 62.000 tonnes, capacité permettant de stocker les combustibles que les réacteurs civils vont produire jusqu'en 2010. Cette capacité permettra de stocker environ 60 % du combustible irradié déchargé des réacteurs à eau pressurisée existants. Le complément de capacité servira pour les blocs vitrifiés des déchets militaires de haute activité. Cette capacité ne sera pas suffisante pour tous les entreposages de déchets militaires.

Les concepts S & T
     Le comité a examiné les 3 concepts principaux de transmutation pour le combustible irradié provenant d'un réacteur commercial, concepts pour lesquels une information notable est disponible. Ces concepts utilisent un réacteur à eau légère (REP), un réacteur «liquid métal» (ALMR) ou un accélérateur couplé à un réacteur sous-critique conçu pour produire des neutrons pour la transmutation des déchets (ATW).
     Pour comparer les 3 principales idées, le comité admet que chaque expérience devra préparer et transmuter de l'ordre de 600 tonnes des transuraniens (TRU) contenus dans les 62.000 tonnes existantes de combustibles irradiés, ainsi que le conditionnement et le stockage de produits de fission sélectionnés contenus dans les combustibles irradiés accumulés destinés au premier dépôt géologique. 

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Les concepts REP et ATW seront aussi évalués en fonction de leurs possibilités de brûler la fraction de plutonium dans les TRU. Les bénéfices et les manques à venir pour le stockage seront examinés pour l'ensemble S & T et pour le cas du stockage sans retraitement.
    Pour mieux comparer les mérites respectifs des voies de S & T le comité a regardé 2 scénarios se rapportant au cycle actuel sans retraitement. Le premier, appelé scénario puissance nucléaire en baisse ou "élimination (phase-out)" suppose que les TRU et les produits de fission sélectionnés sont transmutés et que toutes les installations nucléaires sont fermées aussi rapidement que possible, en accord avec les demandes de S & T. Le second, appelé le scénario poursuite de la puissance nucléaire suppose que le niveau de puissance nucléaire aux USA reste constant soit autour de 100 GWé. Dans ce scénario, une part des réacteurs devraient transmuter les TRU accumulés mais une part continuera à les produire. Ces scénarios alternatifs ont été analysés pour se faire une idée des implications de la transmutation sur l'énergie nucléaire et l'inventaire des TRU dans le cycle du combustible au cours du temps ainsi que son implication sur le stockage.

Conclusions générales
    Le Comité n'a trouvé aucune preuve que les applications des S & T déjà développées procure un gain au programme américain des HLW pour retarder l'aménagement du premier site permanent pour les combustibles irradiés commerciaux. Le comité pense que le flux de neutrons thermiques des REP et le flux des neutrons rapides d'un ALMR pourrait être utilisé pour transmuter les isotopes des combustibles irradiés. Si l'ATR pouvait fonctionner avec les caractéristiques actuellement proposées son flux de neutrons thermiques pourrait être efficace dans la transmutation des TRU. Les produits de fission Tc-99 et I-129 pourraient être aussi transmutés aussi bien dans les REP que dans l'ATW. Le plus haut flux de l'ATW pourrait être un avantage. Bien qu'une fraction significative (90 à 99%) de la plupart de ces isotopes gênants pourrait être transmutée, la réduction de ces isotopes clés n'est pas suffisamment complète pour éliminer toutes les productions de HLW, donc la nécessité d'un dépôt de HLW n'est pas éliminée. Cependant la capacité de stockage des HLW peut être réduite. La transmutation, de cette façon, pourrait avoir un petit effet sur le besoin du premier dépôt.
     Compte tenu des considérations ci-dessus le comité conclut que le non-retraitement ne doit pas être abandonné. De plus, ceci a l'avantage de préserver l'option de récupérer les ressources énergétiques disponibles dans les déchets sur une longue période de temps. Ceci peut être atteint en adoptant une stratégie qui n'éliminera pas l'accès aux combustibles pendant un temps raisonnable, environ 100 ans ou en préservant un accès facile au dépôt pendant une période équivalente, ou en prolongeant la période de fonctionnement du centre.
     Une raison de continuer à utiliser le non-retraitement est que c'est le plus économique actuellement. Quelques économistes prédisent que la future demande d'uranium -avec des conséquences sur son prix- devrait croître à un point tel que le recyclage deviendrait économiquement compétitif. Si cela arrivait, le choix du non-retraitement devrait être réexaminé.

     Le comité conclut que pour les 10 ans à venir les États-Unis devraient entreprendre une recherche soutenue mais modeste et soigneusement ciblée ainsi qu'un programme de développement de technologies sélectionnées de S & T, en insistant sur les procédés de retraitement poussé pour les REP, sur les combustibles au plutonium destinés aux transmuteurs, sur le procédé d'extraction de l'uranium (PUREX), sur les combustibles enrichis aux actinides et aux produits de fission sélectionnés. Ces conclusions n'impliquent ni le suivi ni le déclin des systèmes S & T.
II - Gestion des déchets français
COMMUNIQUE DSIN - Avril 96

     Le 10 avril 1996, André-Claude Lacoste, directeur de la sûreté des installations nucléaires, a adressé au ministre de l'environnement et au ministre de l'industrie, de la poste et des télécommunications, un rapport intitulé «Point de vue de l'autorité de sûreté sur la sélection de sites pour y mener des procédures en vue de l'installation de laboratoires souterrains de recherche sur les déchets à haute activité et à vie longue.»
    Les principaux points à retenir sont les suivants:

1) État de la procédure.
    Dans le cadre de la loi du 30 décembre 1991 fixant les grandes orientations relatives aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue, un processus de concertation avec les élus et la population, confié au médiateur Christian Bataille, a abouti, en janvier 1994, au choix par le gouvernement de 4 zones présentant des caractéristiques favorables, situées dans les département du Gard, de la Haute Marne, de la Meuse et de la Vienne.

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     Les travaux préliminaires d'investigations menés par l'ANDRA dans ces 4 départements ont permis de sélectionner 3 sites potentiels pour l'implantation d'un laboratoire souterrain:
     - un site argileux situé à la frontière entre les 2 départements de la Haute Marne et de la Meuse, dit site de l'Est,
     - un site argileux dans le département du Gard,
     - un site granitique dans le département de la Vienne.
     Il appartient maintenant au Gouvernement de demander à l'ANDRA d'engager, sur tous ces sites ou sur certains d'entre eux, les procédures réglementaires pouvant conduire, si elles aboutissent, à des décrets d'autorisation d'installation et d'exploitation (DAIE) d'un laboratoire souterrain. Ces procédures comprennent une enquête publique et une consultation des conseils régionaux, généraux et municipaux intéressés. Elle devraient durer de 18 mois à 2 ans.

2) Les priorités de la DSIN
     A propos du stockage souterrain de déchets radioactifs, la DSIN a 2 priorités:
     a) la sûreté du stockage, qui passe en particulier par le choix de sites adéquats. Certes, au stade actuel, il s'agit de la création de laboratoires destinés exclusivement à la recherche, qui ne pourront en aucun cas, la loi l'interdit, abriter des déchets. Mais il importe que les préoccupations de sûreté soient prises en compte le plus en amont possible.
     b) la sûreté de l'ensemble de la stratégie globale de gestion des déchets nucléaires en France.
     La sûreté de cette stratégie implique de disposer, dans les délais prévus, d'un centre permettant l'enfouissement en profondeur de certains déchets.
     De ces 2 priorités découle une conséquence majeure: dans les laboratoires souterrains, il ne s'agira pas de faire de la «recherche académique», mais de la recherche à caractère opérationnel.
     L'analyse de la capacité géologique d'un site à confiner la radioactivité des déchets ne peut se faire que sur un site précis et ne peut qualifier définitivement que les formations géologiques présentes sur ce site, dans les conditions d'environnement où elles se trouvent.
     Un des sites sélectionnés pour accueillir un laboratoire souterrain pourra donc être proposé ultérieurement au Parlement pour l'implantation d'un centre de stockage.

3) Sélection des sites
     Pour l'Autorité de sûreté, du point de vue de la sûreté, un site apparaît particulièrement favorable, celui de l'Est. Les 2 autres sites, celui du Gard, puis celui de la Vienne, sont à la fois plus complexes et moins connus. Aucun des sites ne présente cependant de caractère rédhibitoire du point de vue de la sûreté.
     Du point de vue de la sûreté, il peut être demandé à l'ANDRA d'engager les procédures d'autorisation d'installation et d'exploitation de laboratoire sur les 3 sites de l'Est, du Gard et de la Vienne.
     Enfin, il faut rappeler que les délais sont déjà tendus pour proposer un centre de stockage souterrain au Parlement en 2006.

Commentaire Gazette
     Il est donc clair que le site labo est potentiellement le site stockage. Il serait donc plus juste de dire à la place de «le site ne pourra aucun cas abriter des déchets» «le site n'abritera pas des déchets jusqu'à ce qu'il soit choisi».
     De plus la loi est mal lue. Elle ne spécifie pas qu' il faut un site en 2006, elle dit seulement que le Parlement a rendez-vous en 2006 pour examiner où on en est.
     Tout ceci nous conforte dans notre analyse, la DSIN doit étudier les dossiers et vérifier ses appuis techniques. Elle n'est pas sensée leur faire confiance aveuglément.
     Nous avons constaté en analysant les dossiers de l'ANDRA que la DSIN a accepté un changement de la couverture: il n'y a plus d'argile pour protéger du radon et de l'eau mais simplement la membrane bitumineuse et un revêtement au dessus. Où sont les dossiers justifiant cette prise de décision ? Quant aux labos profond où sont les travaux justifiant cette analyse. Si on relit la position américaine, on constate qu'ils sont pour attendre et stocker ou au moins entreposer en l'état. Ca coûte moins cher et ça rend l'avenir moins bouché (voir la traduction dans cette Gazette).

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CSM: la surveillance impossible
Novembre 1995
WISE (World Information Service on Energy)
Conclusions
     L'analyse du dossier de demande de modification d'autorisation (appelé ci-dessous Dossier ANDRA) déposé par l'ANDRA au sujet du passage de la phase d'exploitation en phase de surveillance de Centre de stockage de la Manche (CSM) comporte des données déjà ou bientôt dépassées, des lacunes importantes, des erreurs difficilement admissibles et des affirmations fausses. En l'état actuel, le Dossier ANDRA lui-même ne correspond pas à la réglementation en vigueur et révèle que le CSM et le projet de passage en phase de surveillance comportent de nombreuses irrégularités. Compte tenu de la gravité des décisions à prendre pour l'avenir des populations avoisinantes à très long terme, il paraît urgent de parer à cette situation.

Les données dépassées
     > De nombreuses statistiques, y compris sur les données radiologiques, datent de plusieurs années. Ceci alors que les données très actuelles, par exemple sur la radioactivité dans l'environnement du CSM au cours du troisième trimestre 1995, sont disponibles.
     > Le Dossier ANDRA présente le SCPRI (Service Central de protection contre les rayonnements ionisants) comme organisme d'État chargé de la radioprotection alors qu'il n'existe plus depuis juillet 1994, date à laquelle il a été remplacé par l'OPRI (Office pour la protection contre les rayonnements ionisants).

Les données bientôt dépassées
     > Le dossier ANDRA se base sur les données de la réglementation actuelle française en matière de radioprotection. La commission internationale de protection radiologique (CIPR) recommande de baisser la limite actuelle d'un facteur cinq, et de passer d'une limite de 5 mSv à 1 mSv par an pour le public. 

 Compte tenu de fait que la France a pris l'engagement de transcrire les nouvelles recommandations de la CIPR en droit français et compte tenu de l'existence à long terme des conséquences des décisions à prendre, la démarche retenue dans le dossier ANDRA paraît inacceptable.

Les lacunes importantes
     > Les données sur «l'état initial du site» et le «point zéro radiologique», requises par la réglementation en vigueur, sont basées sur des mesures effectuées en 1991. Le Dossier ANDRA ne contient aucune information sur l'état du site avant l'ouverturedu CSM en 1969.
     > De nombreuses questions restent ouvertes quant aux garanties de performance de la couverture appliquée au CSM et en particulier de la membrane bitumée d'une épaisseur de 5,6 mm qui doit garantir l'étanchéité du site. En particulier, les temps de réparation en cas de découverte de défauts importants de montage ou d'endommagement significatif de la membrane ne figurent pas dans le Dossier ANDRA.
     > L'impact potentiel de la gestion et du rejet en mer des eaux de surface de CSM par le système de traitement des eaux de la COGEMA n'est pas évalué. Le Dossier ANDRA suppose en outre que ce système fonctionne pendant la durée de la phase de surveillance, car le fonctionnement normal du système d'évacuation d'eau sans COGEMA n'est pas présenté. Cette hypothèse est fantaisiste.
     > La description de la provenance et des caractéristiques des déchets stockés au CSM est très insuffisante.
     > Selon la jurisprudence française, s'agissant des inconvénients majeurs des installations, l'auteur d'une étude d'impact ne peut «se contenter de procéder par voie d'affirmations que ne sont corroborées par aucune étude objective et précise». De toute évidence, le Dossier ANDRA ne comporte pas l'ensemble des données requises, en particulier en ce qui concerne l'évaluation radiologique du projet.

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Non-respect de la législation européenne
     La directive européenne 85/337/CEE du 27 juin 1985, dite «Directive de 85», concerne l'évaluation des incidences de certains projets publics et privés sur l'environnement. Elle stipule que les informations à fournir par le maître d'ouvrage comportent «au minimum», entre autres, «les données nécessaires pour identifier et évaluer les effets principaux que le projet est susceptible d'avoir sur l'environnement».
     > Les nombreuses lacunes dans les données transmises dans le Dossier ANDRA constituent un non respect de la Directive de 95.
     Jusqu'au début de l'enquête publique en octobre 1995, le public n'a eu aucun moyen de s'exprimer, alors que les options techniques n'étaient pas seulement définies mais entièrement mises en oeuvre.
     > Ceci est clairement en violation de la Directive de 85, par laquelle les États membres s'engagent à veiller «à ce qu'il soit donné au public concerné la possibilité d'exprimer son avis avant que le projet ne soit entame.»

Quelques points particuliers

Inventaire radiologique du site de stockage
     > Les problèmes d'information. Nous avons demandé à l'ANDRA les documents qu'elle détenait ayant trait au contenu radioactif, aux incertitudes sur le contenu radioactif, au conditionnement et/ou aux producteurs des déchets radioactifs stockés au CSM. N'ayant pas eu de réponse de la part de l'ANDRA, nous avons saisi la Commission d'accès aux documents administratifs (CADA). La CADA nous a communiqué sa décision de le 22 novembre 1995, dans laquelle elle indique avoir «émis un avis défavorable à la communication des documents précités, au vu des informations touchant l'enjeu à très long terme de la sûreté de CSM, nous estimons qu'il s'agit là d'un abus dangereux de la notion du secret industriel et commercial. Étant donné que 1'ANDRA ne nous a même pas communiqué une partie des documents demandés.
     > De grandes incertitudes subsistent quant à l'inventaire des déchets. Les informations qui étaient disponibles dans le Dossier de l'ANDRA ne chiffrent pas l'étendue de ces incertitudes.
     > Les limites en émetteurs alpha à vie longue (surtout du plutonium) ont été fortement abaissés au cours des années. De l'ouverture du site en 1969 jusqu'en 1985, l'activité «maximale» pour l'acceptation des déchets en émetteurs alpha a été diminuée d'un facteur 500 au moins. Les incertitudes sur les déchets sont d'autant plus grandes que le contenu en plutonium est important.
     > L'activité massique des déchets à l'issue des 300 ans de surveillance calculée sur la base du Dossier ANDRA, soit 580 MBq par tonne, est plus de 50 % plus élevée que la valeur imposée par la réglementation française (370 MBq par tonne).
     > Les chiffres que nous avons trouvés dans un rapport officiel de 1982 conduisent à la question suivante: comment est-il possible que fin 1981, le CSM contenait plus de 25 % d'émetteurs alpha (481.000 GBq contre 382.000 GBq) pour une quantité 66 % plus faible de déchets (175.000 m3 au lieu de 526.000 m3) que 13 ans plus tard, lors de la fermeture du site?
     > Même en se basant sur les chiffres du Dossier ANDRA, les déchets du CSM contiennent de l'ordre de 200 tonnes d'uranium et de l'ordre de 100 kg de plutonium. Compte tenu des informations ci-dessus, la quantité totale pourrait être encore largement supérieure.

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Les dangers du plutonium
     Rappelons que les risques du plutonium sont très élevés. On les évalue, même du côté conservateur, à 12 cancers mortels par milligramme de plutonium inhalé. Autrement dit, statistiquement on attend un cancer mortel pour 80 millionièmes de gramme (soit 0,00008 g ou 0,08 mg) de plutonium.
     > Dans ces conditions, la banalisation de CSM après 300 ans paraît compromise. L'ANDRA définit : «La banalisation du centre : après la phase de surveillance, la radioactivité des déchets stockés est au niveau de la radioactivité naturelle et ne présente donc plus de risque radioactif pour les personnes et l'environnement.». Le risque lié à la présence du plutonium subsistera pour des milliers d'années à venir.
     > La limite de concentration en émetteurs alpha des déchets préconisée et sans doute pratiquée par l'ANDRA en 1981 (37.000 MBq/m3) et atomique en 1978 pour la banalisation de déchets est d'un facteur 500.000 plus élevée que celle déterminée par le Commissariat à l'énergie atomique en 1978 pour la banalisation de déchets radioactifs (0,074 MBq/m3) et la limite actuellement en vigueur (soit 370 MBq/t) pour des déchets à banaliser dans 300 ans est toujours 5.000 fois supérieure.

Niveaux d'exposition acceptables?
     > Le scénario le plus pénalisant de consommation d'eau établi par l'ANDRA pour l'exposition en situation normale en phase de surveillance conduit à un valeur (0,88 mSv/a) très proche de la future limite d'exposition annuelle. De plus, l'accident de référence peut conduire, selon l'ANDRA, à une dose (1,47 mSv/a) dépassant de près de moitié la future norme. Pourtant, explicitement dans ses document, l'ANDRA considère ces doses comme «acceptables».
     > Les valeurs maximales jugées «acceptables» par l'ANDRA pour le site de stockage de déchets de faible et moyenne activité à vie courte du CSM sont respectivement 3,5 et presque 6 fois plus élevées que celle énoncées comme objectif de sûreté pour un site de stockage géologique pour les déchets de haute activité à vie longue (0,25 mSv/a).
     > L'Allemagne a fixé une même limite (0,30 mSv/a) pour l'exposition due à un site de stockage de déchets radioactifs, quelles que soient leurs activités. Les valeurs maximales jugées «acceptables» par l'ANDRA pour le CSM sont jusqu'à 15 fois plus élevées que celles de certains pays tel que la Suisse ou le Royaume-Uni, qui ont fixé ou envisagent de fixer (0,1 mSv/a)

Les insuffisances du contrôle des colis
     > Les informations que possèdent l'ANDRA sur les caractéristiques du conditionnement des colis sont très insuffisantes. Il n'existe de procédure d'agrément des colis que depuis 1984 environ. L'ANDRA reconnaît désormais qu'«il y a des fûts qui ne respectent pas à 100 % les réglementations».
     > Aucune information n'est disponible sur le nombre et la qualité des contrôles d'entrées effectués au CSM. Les contrôles non destructifs effectués par l'ANDRA en 1994 à son nouveau Centre de stockage de l'Aube ont constitué un échantillon de moins de 1 pour 800 et les analyses destructives moins de 1 pour 8.000. Il parait difficile de prétendre pouvoir exercer un contrôle efficace de cette façon.

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Les problèmes du tritium
     > Les niveaux de contamination au tritium des eaux souterraines varient d'un facteur 3.600 (entre 13,9 et 82.700 Bq/l) et atteignent des niveaux élevés(a). En conséquence, l'affirmation de l'ANDRA selon laquelle la contamination des nappes phréatiques serait «très inférieure» aux normes sanitaires est fausse.
     > Les niveaux de contamination au tritium des ruisseaux restent considérables. Les résultats de mesures du 3ème trimestre 1995 montrent des taux moyens de tritium dans la Sainte-Hélène et le Grand Bel respectivement de 181 Bq/1 et de 757 Bq/1.
     > La concentration maximale admise pour le tritium de 270.000 Bq/l indiquée dans le Dossier ANDRA a été déduite de la limite annuelle d'incorporation conduit à un dose calculée de 5 mSv. Cette valeur est supérieure aux limites de la future réglementation limitant l'exposition à 1 mSv/an.
     > La concentration maximale admise au Canada (b) est actuellement de 70. 000 Bq/l. et les valeurs en discussion varient entre 20 Bq/l. (proposé par le Comité consultatif sur les normes environnementales du Gouvernement de l'Ontario en 1994) et 7.000 Bq/l., soit jusqu'à un facteur 13.500 plus faible que la limite française.
     > L'inventaire en tritium donné dans le Dossier ANDRA est faux. Une quantité d'un facteur 12 supérieur au total indiqué par l'ANDRA a été stocké dans une seule tranche béton-née en 1971.
     > La quantité de tritium relâché dans l'environnement en 1976 est très significative. Elle correspond à plus de 6 millions de fois la limite annuelle d'incorporation. Vu la quantité relâchée en très peu de temps, il est fort probable que du tritium ait été stocké au CSM en grandes quantités sous forme liquide ou facilement lixiviable, ce qui est interdit.

La capacité de rétention du sol
     > Alors que l'ANDRA se contente d'affirmer que le rapport de sûreté de 1988 «confirme la capacité de rétention du sol», un rapport de Commissariat à l'énergie atomique conclut dès 1979 qu'«(il) faut donc admettre un réseau de fracture égal à 0,01% du volume total du terrain avec par endroit des cassures ouvertes en complète perte de charge.»
     > On ne peut exclure une remontée de la nappe phréatique jusqu'à l'inondation des déchets. De par cette caractéristique, le CSM n'est pas conforme à la Règle fondamentale de sûreté no1-2.

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Les déchets étrangers
     > Les deux tiers des combustibles à eau ordinaire retraités par la COGEMA à La Hague entre 1976 et fin juin 1994 étaient d'origine étrangère. Jusqu'à 1990, la totalité des déchets de faible activité en provenance du retraitement a été directement enterrée au CSM. La loi de décembre 1991 sur les déchets nucléaires interdit le stockage des déchets étrangers en France. Malgré cela, un seul conteneur de déchets a été renvoyé (vers le Japon en février 1994).

Remarques finales

     En conclusion, il nous paraît impossible pour des raisons de sécurité des populations et pour des raisons légales de passer à la phase de surveillance du CSM tel que cela est demandé par l'ANDRA. Nous suggérons au contraire d'analyser d'urgence la reprise des déchets dont le contenu n'est pas parfaitement connu, dont le contenu radioactif est inacceptable ou dont la localisation au CSM n'exclut pas le risque d'inondation par la remontée de la nappe phréatique. Il conviendrait par ailleurs d'étudier la reprise des déchets en provenance du retraitement de combustibles étrangers. Après analyse approfondie, à plus long terme, il pourra paraître indispensable d'évacuer l'ensemble du site particulièrement mal adapté au stockage long terme de déchets radioactifs.
     En décembre 1982, Jean-Louis Fensch, ingénieur au Commissariat à l'énergie atomique, résume ainsi la situation du CSM dans un rapport au Conseil supérieur de la sûreté des installations nucléaires:
     « Même si l'on admet que le relâchement est étalé sur 500 ans (...) l'effluent qui s'échappera de la zone de stockage sera beaucoup trop radiotoxique (2.000 limites annuelles d'incorporation), et infiniment plus que celui qui sortira d'un stockage de combustibles irradiés à 500 m de profondeur compte tenu de la durée de dissolution de l'UO2 (dioxyde d'uranium): plusieurs milliards d'années en l'absence d'oxygène. Au risque eau imprévisible s'ajoute le risque air (intrusion). Faudra-t-il:
     - que la communauté urbaine de Cherbourg fasse elle-même arrêter l'enfouissement et assure la reprise des déchets?
     - ou qu'elle entoure le CSM d'une «muraille de Chine» pour prévenir l'intrusion lorsque le site sera saturé?»

LA REPRISE DES DECHETS NOUS SEMBLE SOMME TOUTE LA SOLUTION LA PLUS RÉALISTE.

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(a) Rappelons que l'environnement local hors influence des sites nucléaires connaît des taux de tritium de l'ordre de 1 Bq par litre.
(b) Le Canada est particulièrement intéressé par le problème du tritium car son parc de réacteurs à eau lourde en produit beaucoup plus que les réacteurs français.
FRANCAIS, SI VOUS SAVIEZ
Antoine Godinot, Collectif Meuse
     L'ANDRA nous dit ne rechercher qu'un espace de 0,5 km3, «les terres excavées seront mises en dépôt sur quelques mètres de hauteur en surface» (cf prospectus ANDRA).
     Car ils ne parlent que du laboratoire, mais après?
     Les anglais confrontés au même problème estiment que pour mener à bien on enfouissement, il faudrait extraire entre 6 et 14 millions de m3 de roches broyées (Géochronique mai 1990, E. Reid, Pergamon Press, 1990). C'est une à deux fois le volume extrait pour le tunnel sous la Manche déjà qualifié de «gigantesque ouvrage de génie civil» (le Moniteur des travaux publics 04105/88).
     Mais cela n'inclut pas les déchets C auxquels l'Angleterre n'a pas encore choisi de destinée (même référence).
     En France, l'avis du Collège de la Prévention des Risques Technologiques est que «la dimension du stockage géologique... est principalement déterminée par la chaleur que dégagent les déchets C... La taille du stockage profond qui concernerait uniquement des déchets B, pourrait être beaucoup plus modeste.» (Avis au Ministère de l'Industrie, reproduit dans la Gazette Nucléaire 107/108, nov 90).		      Les déchets C, vous savez..., ceux qui «tiennent dans une piscine» (prospectus ANDRA).
     Les (promoteurs) Allemands aimeraient (Permis d'enfouir refusé par le «Land») enfouir les déchets C dans un diapir de sel. Pour cela ils annoncent rechercher un volume de 80 km3 (Géochronique no31, 1989). 80 km3 c'est un cube de 4,3 km de côté ou alors, pour une couche de seulement 100 m d'épaisseur, un carré de 28 km de côté. Et, comme le rappelle bien l'Usine Nouvelle (no 2273), ça n'est que pour le hautement radioactif, cela ne comprend pas les déchets plus faiblement radioactifs pour lesquels ils prospectent autre part.
     .Et dire que l'Allemagne n'a pas 57 réacteurs comme nous mais 21 et qu'elle n'a ni méga-usine de retraitement, ni nucléaire militaire...
     Aux Etats-Unis (où la situation est bloquée) on parlait pour les déchets «chauds» d'un labyrinthe totalisant «115 miles» (180 km) pour une unité de 70.000 tonnes de déchets (New York Time Magazine 18/11/90).
     Chez nous, l'heureux choisi pour les déchets C et B va gagner le très très gros lot, à moins qu'il ne faille un certain nombre de très gros gagnants ça et la en douce France pour résoudre le problème.
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