Le Gouvernement ayant décidé, à l'issue du débat parlementaire tenu à l'automne 1981 sur le plan d'indépendance énergétique de la France, de mettre en place une commission scientifique sur la gestion des combustibles irradiés, le ministre de l'industrie a, par lettre du 11 décembre 1981, mandé à M. Neel, président du Conseil supérieur de la sûreté nucléaire, de constituer, auprès de ce conseil, un groupe de travail sur ce sujet. Cette lettre (voir pièces jointes) fixait les grandes lignes de la mission de ce groupe de travail.

     Le présent rapport examine au chapitre I la situation du retraitement dans les usines actuelles (UP2) et futures (UP2-800, UP3 et STE3) de La Hague du point de vue de la disponibilité des installations, de la protection du personnel et de l'environnement, des déchets produits et de la sûreté des opérations.
     Le chapitre II est consacré aux variantes et autres méthodes de retraitement des combustibles irradiés.
     Le chapitre III porte sur les options autres que le retraitement immédiat.
     Enfin, le chapitre IV expose les finalités du retraitement immédiat et de ces autres options et tente une comparaison entre ces différents modes de gestion des combustibles irradiés.
     Les recommandations que le groupe a cru devoir exprimer sont reproduites en italique dans le rapport. Celles d'entre elles que le groupe souhaite particulièrement souligner sont indiquées à nouveau au chapitre V.

     Rappelons que la matière de base utilisée dans les réacteurs à neutrons thermiques (ou neutrons lents) est l'uranium mis au préalable sous la forme d'éléments combustibles constitués d'une gaine métallique enveloppant une masse d'uranium constituant la matière nucléaire.
     Dans l'élément combustible, l'uranium peut être utilisé à l'état de métal ou d'oxyde et avec des compositions isotopiques variables.
     Les diverses filières de réacteurs à neutrons thermiques se différencient par la proportion d'uranium 235 contenue dans le combustible qu'elles utilisent.
     Nous citerons dans le rapport les réacteurs de la filière dite à uranium naturel-graphite-gaz (UNGG) tels que ceux de St-Laurent A1 et A2, Chinon A2 et A3 et Bugey 1.
     Nous examinerons surtout le retraitement des combustibles de la filière à eau sous pression (EP) dont le combustible est de l'oxyde d'uranium enrichi en U-235. Cette filière est constituée pour partie des réacteurs à eau pressurisée, type adopté par la France avec les réacteurs de 900 et 1.300 MWe, pour lesquels nous adopterons le sigle américain (PWR). Nous citerons également les combustibles des réacteurs à eau bouillante de la filière EP en adoptant alors le sigle américain «BWR».
     Outre les produits de fission, résultant de la scission des noyaux qui participent directement à la production d'énergie, il se forme dans les réacteurs à neutrons thermiques du plutonium et divers éléments transuraniens (neptunium, americum, curium...) qui constituent des déchets auxquels nous consacrerons une attention particulière. Le plutonium peut servir à son tour de combustible nucléaire dans les réacteurs EP (recyclage), mais surtout dans les réacteurs à neutrons rapides qui présentent l'avantage de reconstituer le plutonium consommé par formation de cet élément à partir de l'uranium 238. Nous désignerons par «NR» les réacteurs de cette filière pour lesquels la France possède une place de premier plan.
     La technique du retraitement des combustibles irradiés consiste à dissoudre le combustible dans de l'acide nitrique et à en extraire successivement les constituants au moyen d'un solvant, le tributylphosphate, pour lequel nous appliquerons la désignation usuelle TBP.
     La difficulté de cette opération réside dans la très forte radioactivité des combustibles irradiés.
     Rappelons à ce sujet que cette activité se traduit par trois types de rayonnements:
· le rayonnement a composé de noyaux d'hélium,
· le rayonnement b composé d'électrons ou de positons,
· le rayonnement g composé de photons.

     La lettre de mission du 11 novembre 1982 (voir pièces jointes) par laquelle le ministre de l'Industrie a demandé au président du Conseil supérieur de la sûreté nucléaire de constituer, auprès de ce conseil, un groupe de travail sur la gestion des combustibles irradiés, fixait les grandes lignes de la mission de ce groupe de travail.
     Le groupe devait examiner les travaux de modernisation et d'agrandissement de l'usine UP2 de l'établissement de La Hague et ceux des nouvelles usines UP2-800 et UP3, notamment quant aux améliorations attendues dans l'exploitation de l'établissement.
     Le groupe devait également, dans le cadre de l'examen des modes de gestion des combustibles irradiés autres que le retraitement immédiat, présenter une analyse des solutions étudiées aujourd'hui, le cas échéant à l'étranger, en l'accompagnant éventuellement de propositions d'études ou de programmes expérimentaux, à conduire en association avec d'autres pays si cela paraissait opportun. Plus généralement, le groupe devait faire toutes propositions utiles pour permettre à la France de maintenir les compétences technologiques de pointe nécessaires pour assurer dans les meilleures conditions la gestion des combustibles irradiés.
     L'examen des travaux en cours dans l'établissement de La Hague, l'analyse des modes de gestion autres que le retraitement immédiat et les propositions qui ont semblé susceptibles de permettre d'assurer dans les meilleures conditions la gestion des combustibles irradiés viennent d'être présentées.
     Le groupe croit utile, au terme de ses travaux, de reprendre et éventuellement d'expliciter ci-dessous celles des recommandations déjà exprimées qu'il pense devoir tout particulièrement souligner. 

     Les combustibles irradiés provenant des réacteurs à eau sous pression peuvent être:
· soit retraités immédiatement (c'est-à-dire, dans la pratique, après trois ans de «refroidissement») dans les usines comme celles, actuelles et futures, de La Hague; 
· soit entreposés, pendant une ou plusieurs décennies, pour être ensuite, ou bien retraités (l'option est alors celle du retraitement différé), ou bien stockés définitivement en l'état après un conditionnement approprié (il s'agit alors de «non retraitement» ).

V.1. LA SITUATION TECHNIOUE ACTUELLE DU RETRAITEMENT

     Parallèlement à la mise en œuvre d'un très important programme électro-nucléaire, la France s'est résolument engagée sur la voie du retraitement immédiat des combustibles nucléaires irradiés. La réalisation des usines UP2-800 et UP3, comme la notable modernisation en cours des usines actuelles de La Hague et de Marcoule, concrétise cet engagement qui s'appuie sur l'expérience industrielle et les travaux de recherche et développement du Commissariat à l'énergie atomique.

V.2. LA SURETÉ A LONG TERME DES DECHETS PROVENANT DES COMBUSTIBLES IRRADIES

     Le groupe a été confronté aux problèmes résultant de l'existence de conséquences à moyen et surtout à long et très long terme, à associer aux décisions concernant les stratégies de gestion des combustibles irradiés.
     Certaines de ces conséquences sont bénéfiques; elles nous concernent directement, ainsi que nos descendants les plus proches; d'autres sont des détriments qui peuvent se prolonger sur de longues périodes, s'étendant pour certaines sur plus d'un million d'années. Le groupe a été d'avis qu'un impératif moral est d'accorder des importances comparables à toutes ces conséquences, indépendamment de leur éloignement respectif dans le temps.

1 - que les études de caractérisation de tous les déchets contaminés a, y compris l'oxyde d'uranium irradié qui constituerait le principal déchet d'une option non-retraitement, soit activement poursuivies et que soient créés un ou plusieurs laboratoires souterrains expérimentaux pour étudier notamment, dans le cas des déchets de haute activité, les effets du dégagement thermique en situation d'enfouissement profond. En tout état de cause, tout stockage expérimental devra être réversible, les déchets stockés devant pouvoir être repris pour un nouveau conditionnement si cela apparaissait nécessaire.

2 - que l'on se fixe comme objectif, en ce qui concerne la nocivité évaluée pour les population futures que présenteront les centres de stockage en surface après leur banalisation, une nocivité qui ne dépasse pas celle que l'on peut rencontrer pour des terrains naturels.

3 - que l'on s'oriente, pour le retraitement pratiqué dans les nouvelles usines de La Hague, vers la mise en œuvre, dans l'avenir le plus rapproché possible, de techniques de traitement et de conditionnement des déchets rendant a priori ces déchets plus aptes au stockage à très long terme (extraction de l'essentiel des émetteurs a, céramisation, fusion de déchets métalliques) et réduisant leur volume.

4 - que pour le retraitement tel qu'il pourra ultérieurement être pratiqué, soit étudiée avec la volonté de tout mettre en œuvre pour qu'elle puisse être effectivement appliquée avant la fin du siècle, la technique mise au point par le CEA en laboratoire, de retraitement poussé avec séparation des actinides mineurs qui permettrait d'extraire des déchets les émetteurs a de très longue période et les éléments susceptibles de les produire par filiation; ces éléments pourraient alors être conditionnés séparément de façon très efficace, incinérés par bombardement neutronique ou, dans un avenir plus lointain, évacués dans l'espace, ce qui n'apparaît pas impossible compte tenu des faibles volumes correspondants. Il apparaît d'ores et déjà très vraisemblable que les déchets restants, dont la période de nuisance potentielle serait alors inférieure à un millénaire, pourraient en toute sûreté être entreposés ou stockés à faible profondeur. Ce retraitement poussé devrait bien entendu s'accompagner de l'ensemble des améliorations évoquées plus haut en ce qui concerne le traitement et le conditionnement de tous les déchets.

     La justification de toute opération de retraitement est d'une part d'extraire les produits de fission et les actinides mineurs contenus dans les combustibles irradiés, d'autre part de récupérer, en vue de leur valorisation, les matières fissiles contenues dans ces mêmes combustibles, uranium et surtout plutonium qui permet le développement industriel de la filière à neutrons rapides.
     C'est ce double aspect:
     a) séparation des produits de fission et de la quasi-totalité du plutonium conduisant à une gestion de la fin du cycle nucléaire jugée plus sûre que celle qui consiste à stocker les combustibles irradiés en l'état,
     b) récupération de matières énergétiques, qui a conduit les autorités responsables de notre pays à s'engager dans la voie du retraitement immédiat des combustibles irradiés.
      Le groupe considère que la technique ci-avant évoquée de séparation des actinides mineurs, incluant le traitement et le conditionnement séparé de tous les déchets, constituerait le meilleur mode de gestion des déchets issus du retraitement. Il estime que, dans l'état actuel de nos connaissances, seul ce retraitement poussé trouverait une finalité complètement indépendante de la possibilité qu'il offre de produire du plutonium utilisable dans une éventuelle filière rapide.
     Le groupe a examiné d'autre part les conditions suivant lesquelles pourrait être effectué un entreposage de longue durée des combustibles irradiés, suivi ou non d'un retraitement ultérieur. Il a estimé qu'un tel entreposage pouvait être mis en œuvre dans de bonnes conditions de sûreté à court et moyen terme et à des coûts annuels relativement modérés.
     Nous ne sommes donc pas confrontés, à court et moyen terme, à une alternative: le retraitement immédiat et l'entreposage des combustibles irradiés ne sont pas des options entre lesquelles il faudrait faire d'urgence un choix. Ce ne sont même pas des options incompatibles, le retraitement immédiat pouvant ne porter que sur une partie des combustibles.

5 - que d'une part des études allant jusqu'à l'acquisition du savoir-faire industriel soient engagées sur les options autres que le retraitement immédiat, notamment le stockage définitif des combustibles irradiés, et que d'autre part soit maintenu l'acquis industriel et le potentiel de recherche du Commissariat à l'énergie atomique sans lesquels ne pourrait être maîtrisé industriellement avant la fin du siècle le retraitement poussé, avec séparation des actinides et conditionnement amélioré de tous les déchets, ci-avant évoqué.

V.4. ELARGISSEMENT DU CHAMP DES PERSONNES INFORMEES OU CONSULTEES SUR LES DONNEES TECHNIOUES DE LA GESTION DES COMBUSTIBLES IRRADIES

     L'existence d'une gamme étendue de modes de gestion possibles des combustibles irradiés est de nature à permettre des choix. Il est hautement souhaitable que ces choix fassent l'objet d'un large consensus. Cela suppose que le champ des personnes informées ou consultées sur les données techniques de la gestion des combustibles irradiés soit élargi.

6 - que l'élaboration de ce plan de recherche et développement et l'évaluation de l'avancement du programme qui en découlerait soient confiées à une structure pleinement représentative des différentes compétences nécessaires, scientifiques, technologiques, économiques ou autres. Cette structure devra être autonome vis-à-vis des divers opérateurs, industriels ou non, concernés par ce programme. 

7 - que la communauté scientifique et technique soit invitée à s'intéresser aux problèmes que pose la gestion des combustibles irradiés.
8 - que corrélativement un effort soit fait pour rendre publique l'essentiel des données techniques relatives à la sûreté de la gestion des combustibles irradiés; la protection de certaines informations est nécessaire, mais le groupe estime qu'il devrait être possible, par exemple, de rendre publique une partie des rapports de sûreté des installations de retraitement. Le groupe suggère également que soit étudiée la possibilité de déclassifier les parties de l'usine de Marcoule non directement concernées par la fabrication de matières fissiles à usage militaire. 

     Pour conclure, le groupe, se référant à l'une des missions qui lui ont été confiées, a le sentiment que les recommandations qu'il a présentées sont de nature à permettre à notre pays de maintenir les compétences technologiques de pointe nécessaires pour assurer dans les meilleures conditions la gestion des combustibles irradiés et que, d'une façon plus générale, elles sont de nature à lui permettre de conserver et d'affermir encore sa position internationale dans un secteur d'activité industrielle que les travaux de ses chercheurs l'ont incité à développer en lui donnant des bases solides pour le faire, secteur d'activité auquel il a consacré de grands efforts et où il a connu d'incontestables succès.

     L'analyse de la capacité du UP2 montre à quel point les propos officiels sont faux.
     Tout d'abord, vous avez pu constater que les caractéristiques de la cisaille conduisent à un calcul en nombre d'assemblages traité par jour, et non en poids.
     Or, la capacité de l'usine a été établie et annoncée dès 1976 à 400 t/an sur la base de combustible provenant des réacteurs 1.300 MWe.
     Le premier déchargement d'un réacteur de 1.300 MWe n'interviendra pas avant 1984 (Paluel doit diverger en 83). Ce qui fait que jusqu'en 1987 la capacité maximale de l'usine sera atteinte avec des assemblages de 900 MWe, c'est-à-dire 260 t/an. Mais alors tous les coûts annoncés sont faux d'un facteur deux.
     C'est un peu facile de dire que La Hague remplit son contrat. C'est la déformation institutionnelle de nos technocrates; ce sont des matheux. Une belle formule qui justifie grâce à des calculs des résultats décevants, leur permet, par une pirouette de prouver qu'ils ne se sont pas trompés. Et pourtant UP2-800 et UP3, même s'ils fonctionnaient bien, ne retraiteraient que 1.600 t/ an et ce, pas avant 1988 ou 1990. A ce moment, les quantités stockées à La Hague seront dans la fourchette de 8.000 à 13.000 tonnes. Ce sera donc de toute façon une impasse. Comme se profile le fiasco économique du non-fonctionnement des centrales, peut-être on évitera les déchets... Il faut se consoler comme on peut...
     L'analyse du rendement en uranium et plutonium de UP2 nous a laissés rêveurs.
     Tout d'abord, dans les bilans globaux on peut lire et comprendre qu'il faudra faire attention au tableau 3, que le «pourcentage de récupération Pu» (98,02% UNGG et 98,75% LWR), c'est-à-dire «les rendements globaux de récupération de U et Pu... ne tiennent pas compte des pertes dues aux opérations de dégainage ou de cisaillage-dissolution-clarification ... lesquelles peuvent toutefois être estimées».
     C'est fort intéressant, compte tenu que dans le rapport (et nous l'avions souligné), il était indiqué que les taux de perte en Pu dans les déchets étaient couverts par le secret-défense et n'avaient pu être fournis par la COGEMA.
     Nous n'allons pas reprendre en détail ces analyses que vous trouverez dans la Gazette Nucléaire N°43 ou dans le rapport présenté par M. Fensch en octobre 82 (pièce jointe cote C.IV.6), mais nous vous rappelons seulement que toutes les analyses autres que COGEMA conduisent à des pertes globales comprises entre 6 et 11% et que si la COGEMA minimise autant ses «estimations» et cache les vrais chiffres derrière le secret-défense, c'est parce qu'à partir d'un taux de perte de 6% il est exclu de parler de surgénération, ce qui tue ce mythe auquel tiennent par-dessus tout nos nucléocrates.

     La capacité de retraitement de UP2 pour ce qui concerne les combustibles EP dépend essentiellement de la capacité de l'atelier HAO.

1. MISSIONS ET FONCTIONNEMENT DU HAO
     UP2 a pour priorité le retraitement des combustibles UNGG. Elle doit assurer obligatoirement celui des combustibles à alliage UMo (Chinon, St-Laurent et Bugey). Cela a conduit jusqu'en 1979 à des campagnes UNGG longues. L'atelier HAO, construit sans être précédé de prototype, a pour mission de traiter une gamme très étendue de combustibles BWR, PWR, français et étrangers (correspondant à différents contrats) jusqu'à hauteur d'environ 1.900 t (cisaille, dissolution, clarification) et de cisailler les étuis des combustibles Phénix. Il a été opérationnel en 1976 et adapté aux étuis Phénix en 1978-79. La solution nitrique obtenue est ensuite traitée dans les ateliers de l'usine UP2.
     Le fonctionnement du HAO a été constamment amélioré compte tenu de la nature extrêmement variée des combustibles (huit types différents) et de sa conception initiale expérimentale. Depuis 1979, il fonctionne plus de cent jours par an pour les combustibles Ep[1]. Le reste du temps de travail de UP2 est partagé entre le traitement des combustibles UNGG (et NR)[2], les arrêts programmés et les arrêts aléatoires. UP2 doit traiter des combustibles UNGG jusqu'en 1984 (compris). A partir de 1985 le HAO pourra fonctionner toute l'année.

2. CALCUL DE LA CAPACITÉ THÉORIQUE NOMINALE DU HAO
     Pour bien comprendre les performances du HAO, il convient d'expliciter comment est calculée sa capacité théorique à traiter des combustibles EP. On suppose que le poids de combustible par assemblage est de 500 kg (poids maximum que l'on peut dissoudre en une fois dans chacun des quatre paniers de dissolveurs), que la cisaille peut couper 4 assemblages par jour, que le nombre de jours de travail annuel possible est 300, mais qu'en fait, il est réduit compte tenu des arrêts programmés et aléatoires par un facteur 0,66. La capacité théorique nominale est donc:

3. CALCUL DE LA CAPACITÉ RÉELLE DU HAO
     Elle dépend:
     - de la nature des assemblages qui ne contiennent pas le même poids de combustible, lequel est souvent inférieur (PWR) ou très inférieur (BWR) à 500 kg et du temps de cisaillage qui est proportionnel à la longueur des assemblages,
     - de la nature de la cisaille à magasin vertical: tout assemblage que l'on a commencé à cisailler doit être terminé,

4. EXAMEN DES RESULTATS ET PREVISIONS
     Cet examen peut être fait compte tenu des documents fournis par la COGEMA, qui permettent d'établir, entre autres, le tableau 1 (page suivante) où l'on voit une estimation de la capacité annuelle calculée d'après les résultats des différentes campagnes. Il est clair que cette estimation n'est valable que si la durée des campagnes est significative devant 300 j. Cela conduit à envisager deux périodes:
     1976-1978: C'est la période du démarrage du HAO.
     Les campagnes ont été courtes. L'estimation de la capacité à environ 150 t/an n'a pas grande signification.
     1979-1981: C'est la période de fonctionnement normal du HAO. Les campagnes se sont déroulées sur environ 150 j. La capacité de UP2 a été de l'ordre de 200 t/an en PWR et un peu plus faible en BWR.
     Le tableau 1 fait apparaître une augmentation des capacités de retraitement de 1976 à 1981. Il faut rappeler que les combustibles du réacteur de Chooz (SENA) sont d'une conception particulière qui a demandé des aménagements spéciaux.
     Voyons maintenant ce que l'on peut penser des capacités de UP2 pour les années à venir.
     Les combustibles qui restent à retraiter dans UP2 sont essentiellement des combustibles PWR de poids moyen égal à 400 kg, c'est-à-dire plus lourds d'environ 20% que ceux qui ont été traités jusqu'en 1981. Seuls les combustibles BWR de 200 kg (25% de plus que le poids moyen) seront retraités.
     La capacité de retraitement de UP2 ne peut qu'augmenter, sauf incidents majeurs, compte tenu des améliorations constantes et importantes réalisées, de sorte que l'on peut raisonnablement prévoir que UP2 retraitera plus de 200 t de combustibles par an. Sa capacité devrait être proche des 250 t annoncées par la COGEMA à partir de 1985, date à laquelle UP2 sera définitivement consacrée au traitement des combustibles EP. Le transfert progressif des UNGG vers Marcoule s'accompagnera d'une augmentation concomitante de la capacité de UP2.
     En conséquence, en maintenant les efforts au moins au niveau actueL les prévisions COGEMA:
1982:             135 t
1983:             190 t
1984:             220 t
1985 à 1987: 250 t
1988:             200 t devraient être réalisées.

5. CAPACITÉ DE RETRAITEMENT DE UP2 (UNGG)
     Les perfonnances de UP2 pour le retraitement des combustibles de la filière graphite-gaz en parallèle avec des combustibles BWR et PWR apparaissent dans le tableau 2. Son examen montre essentiellement qu'en régime de fonctionnement normal, la capacité d'UP2 est de l'ordre de 550 t/ an. On constate d'ailleurs une augmentation normale des capacités de retraitement de 1976 à 1981.

6. RENDEMENT EN URANIUM ET PLUTONIUM DE UP2
6.1. Bilans globaux
     Les données fournies par la COGEMA permettent d'établir le tableau 3. A la fin 1981, 4.113 tonnes de combustibles UNGG, 345 tonnes de combustibles EP et 5,8 tonnes de combustibles Phénix avaient été retraitées. Les rendements globaux de récupération de U et Pu indiqués dans ce tableau sont établis en prenant comme référence les liqueurs de dissolution des combustibles et sur la base de divers dosages et du bilan gravimétrique continuel de U et Pu, depuis le début de fonctionnement des ateliers concernés.

6.2. Dosages de U et Pu et bilans
    On examinera seulement les principes sur lesquels reposent les bilans U et Pu, bilans dont l'importance est capitale à divers égards.

6.2.1. Bilans d'entrée pour un assemblage
     Soient:
     - U₀ le poids et NU₀ le nombre de noyaux d'uranium contenu dans un assemblage avant irradiation,
     - U_i , Pu_i, PF₁, TU_i, les poids d'uranium, de plutonium, des produits de fission et d'éléments transuraniens autres que Pu (Np, Am, Cm) contenus dans un assemblage après irradiation et M le poids d'éléments lourds (U, Pu, etc.) ayant fissionné,
      - NU_i, NPu_i, NTU_i, les nombres de noyaux d'uranium, de plutonium et d'éléments transuraniens autres que Pu (Np, Am, Cm) contenus dans un assemblage après irradiation et N le nombre de noyaux d'éléments lourds (U, Pu, etc.) ayant fissionné,
     - U, Pu, TU les poids d'uranium, de plutonium et d'éléments transuraniens autres que Pu contenus dans la solution d'ajustage avant le premier cycle d'extraction.
     Les bilans d'entrée consistent à déterminer U et Pu, mais aucune mesure directe sur l'assemblage ne permet de le faire. Ces quantités sont donc en théorie inaccessibles directement. On les atteint indirectement à partir de mesures réalisées sur la première solution homogène contenant des éléments présents dans le combustible irradié, c'est-à-dire la liqueur de dissolution clarifiée (solution d 'ajustage).
     Pour cette solution de volume important (3.000 l), on sait mesurer avec une grande précision les concentrations en U (= CU) en Pu (= CPU) (deux méthodes indépendantes) et les rapports isotopiques de U et Pu. Ces dernières mesures conduisent par corrélation isotopique aux rapports Pu/U et 1 = M/Uo (égal, à la perte de masse transformée en énergie près, à PF /Uo) liés au taux de combustion et à l'enrichissement initial du combustible.

     Pour calculer U_i et Pu_i, il suffit de considérer le bilan des éléments formés ou disparus qui est traduit par:

     Les ordres de grandeur des termes du deuxième membre de cette relation sont nettement différents. En particulier, le rapport NTU_i/NU_i égal à environ 6,10^{- 4} est très faible devant les autres. Il est d'autant plus légitime de le négliger que lorsqu'on exprime les rapports de nombre de noyaux en rapport de masses l'erreur introduite compense celle que l'on fait en négligeant NTU_i/NU_i. L'erreur résiduelle est inférieure à 1,5 10^-4.

     On obtient ainsi:

     Si on admet que les pertes en U et en Pu lors des opérations en amont de l'obtention de la solution clarifiée sont telles que:

     Comme la charge en cours est difficile à mesurer ou à calculer, les bilans sont effectués, à l'issue de chaque campagne après rinçage de l'installation.
     Les rinçages sont recyclés. Il est admis que la quantité restante dans l'installation est constante. On exprime le "MUF"  en pourcentage de la quantité initiale.
     La quantité Pu_D, évaluée en pourcentage de Pu_i, comporte deux parties distinctes ainsi constituées dans le cas du plutonium issu du retraitement de combustibles EP:
     - le Pu contenu dans les déchets irrécupérables, soit:
     - Pu contenu:
· dans les boues de traitement des effluents et les PF: 0,75%
· dans les déchets solides irrécupérables: 0,34%
· dans les rejets contrôlés dans l'environnement: inférieur à 0,01%.
· Pu contenu dans les déchets récupérables: 0,36%.

     Sur une période assez longue, l'écart d'inventaire est globalement positif: l'écart cumulé d'année en année pendant la vie d'UP2 a décru, du fait de l'amélioration des méthodes d'évaluation des bilans et de l'augmentation des tonnages traités.
     Pour le plutonium EP, l'écart d'inventaire cumulé sur plusieurs années est, pour La Hague, de 0,15% des quantités reconnues à l'entrée de l'usine.
     L'écart d'inventaire calculé pour l'uranium est toujours beaucoup plus faible (moins de dix fois moins que par le plutonium).
     L'écart d'inventaire correspond pour la plus grande part à de la matière «virtuelle», dont l'existence apparente est liée aux performances des méthodes d'évaluation utilisées qui, aussi précises et évolutives qu'elles soient, sont et seront toujours entachées d'une certaine incertitude.
     Cette fraction n'a pas d'existence réelle, elle résulte d'une erreur aléatoire qui peut avoir pour conséquence une surestimation des quantités de matière entrant dans l'usine, surestimation qui tendra à s'atténuer avec 1'«affinage» des méthodes d'évaluation.

Note GSIEN: Il faut regarder avec prudence les chiffres officiels car, par exemple en 1976 l'usine de La Hague a été arrêtée par fait de grève du 16 sept. 76 jusqu'à la fin de l'année. Or, on annonce (Tbx 1 et 2) 298 jours de campagne. La grève qui a fait passer la capacité annuelle reconstituée à 242 t/an en UN66 au lieu des 5 à 600 t/an des autres années était-elle comptabilisée comme arrêt aléatoire ou comme arrêt programmé?

I - UP3
1. Mission de UP3
     UP3 a pour première mission de retraiter 6.000 tonnes de combustibles issus des réacteurs EP (livrés avant 1990) correspondant aux contrats-types 1981-90 passés avec l'étranger, puis des combustibles EDF des tranches 900 et 1.300 MWe (livrés à partir de 1990).
2. Nature des assemblages
     Les assemblages provenant des réacteurs étrangers sont divers mais on peut estimer que leur poids moyen se situe autour de 350 kg pour les PWR et 180 kg pour les BWR. Les assemblages des PWR français sont standardisés à 450 kg, (900 MWe) et 540 kg (1.300 MWe).
3. Capacité de UP3
     La conception de la tête de UP3 (cisaille-dissolution-clarification) est telle qu'elle ne peut constituer, comme HAO dans UP2, un goulot d'étranglement. Elle est en effet équipée de deux chaînes, cisaille-dissolution, capables de traiter chacune 800 t/an de combustible nominal. Le magasin horizontal des cisailles offre une souplesse supplémentaire. Par ailleurs, la contrainte due au cisaillage disparaît du fait de la mise en place d'une dissolution continue.
     Ce sont les ateliers en aval qui pourraient limiter la capacité. Les documents fournis par la COGEMA montrent que ce ne sera pas le cas pour les opérations du procédé qui pourront éventuellement être réalisées même en temps masqué, compte tenu des capacités tampons importantes dont sera pourvue l'usine. Il convient toutefois de noter que UP3 retraitera en moyenne 4 t/jour de combustible (300 x 0,66 x 4 = 800 t/an), ce qui correspond environ à 40 kg de Pu par jour. Cela conduit, compte tenu de la limite de concentration admissible en Pu des solutions aqueuses (6 g/l), à traiter à certaines étapes du procédé des volumes très importants de phases organiques et aqueuses. Il n'y aura pas de grandes possibilités d'augmenter la capacité journalière, en cas de besoin.
     Quant aux opérations en ligne (cimentation des coques et embouts, bitumage des boues), l'absence de capacité tampon peut être une cause d'arrêt de l'ensemble de l'usine en cas de mauvais fonctionnement de ces ateliers. La vitrification des PF, qui est différée d'un an, bénéficiera d'une capacité tampon suffisante pour éviter une telle répercussion sur l'exploitation de l'usine.

II- UP2-800
1. Mission de UP2-800
     UP2-800 est appelée à retraiter en premier 4.850 t de combustibles correspondant à la différence entre les 6.800 tonnes des contrats passés entre la COGEMA et EDF, plus Chooz, plus étrangers, et les 1.950 tonnes, déjà traités (315 t) ou à traiter (1.635 t), jusqu'à la transformation d'UP2 en UP2-800. Ensuite, elle retraitera des combustibles EDF des tranches 900 et 1.300 MWe livrés à partir de 1990.
2. Nature des assemblages
     Les caractéristiques des assemblages étrangers sont proches de celles des assemblages de UP3. Toutefois, il y en a relativement peu (1.220 t) en comparaison des assemblages EDF (5.300 t) mieux standardisés (460 à 540 kg) et proches des assemblages nominaux.
3. Capacité de UP2-800
     La conception de l'usine UP2-800 est très proche de celle de l'usine UP3, en particulier pour les ateliers en tête. Il y a quelques différences dans certaines étapes du procédé, mais qui n'impliquent pas de limitations supplémentaires par rapport à celles qui ont été discutées pour UP3. Enfin, les étapes en ligne sont les mêmes.
     En conséquence, il n'apparaît pas de raisons majeures de craindre que la capacité de UP2-800 soit inférieure à 800 t/an.

III - STE 3
     La station de traitement de STE 3 sera une version améliorée de la station actuellement en fonctionnement à La Hague. Ses performances qualitatives seront intrinsèquement meilleures (de l'ordre de 4 à 5 fois mieux en a et b, g que la STE actuelle). Comme les effluents de UP3 et UP2-800 seront moins actifs en a que ceux de UP2 en raison des améliorations apportées au procédé, STE 3 aura un bon pouvoir de rétention. Au plan quantitatif, la capacité de traitement des effluents ne semble pas poser de problème particulier. Il en est de même de la capacité de bitumage des boues, hors la remarque faite précédemment concernant l'absence de capacité tampon. 

     La capacité d'entreposage à mettre en œuvre pour les combustibles en attente de retraitement dépend de trois facteurs principaux:
     - le flux de réception des combustibles à La Hague,
     - les dates de démarrage des usines et de leur montée en puissance,
     - la capacité des nouvelles usines à retraiter effectivement chacune 800 t/an (et de celle de UP2 à retraiter 250 t/an).
Scénario 1:
     Le scénario présenté par la COGEMA en 1981 admet que UP3 commencera à retraiter 100 t en 1987 et que UP2-800 commencera à retraiter 100 t en 1988. Compte tenu des calendriers des livraisons correspondant aux différents contrats de ces usines et des prévisions de leur montée en puissance jusqu'à 800 t/an en 4 ans (1991 pour UP3, 1992 pour UP2-800) ainsi que des performances de UP2, on peut établir l'évolution de la capacité de stockage nécessaire. Cette évolution (scénario 1) apparaît sur le tableau 1.
     A partir de ce scénario, on peut en imaginer d'autres, par exemple les trois suivants qui ne mettent en jeu que les paramètres dates de démarrage et quantités retraitées.
Scénario 2:
     Les usines démarrent aux dates indiquées. UP2 ne retraite que 200 t/an, UP3 et UP2-800 ne traitent que 700 t/ an chacune.
Scénario 3:
     Les usines démarrent avec deux ans de retard. UP2 retraite 250 t/an, UP3 et UP2-800 traitent 800 t/an chacune.
Scénario 4:
     Les usines démarrent avec trois ans de retard. UP2 ne retraite que 200 t/an, UP3 et UP2-800 ne traitent que 700 t/an chacune.
     Ces scénarios assez pessimistes sont néanmoins envisageables. On sait déjà qu'il y aura un glissement des dates de démarrage d'au moins 6 mois pour UP3 et peut-être un an pour UP2-800. Les évolutions des stocks correspondant à ces scénarios sont données dans les colonnes 2, 3 et 4 du tableau 1 jusqu'en 1996, date au-delà de laquelle il est difficile de faire aujourd'hui des prévisions. 

     Il est prévu de construire, sur le site de La Hague, trois piscines C, D, E en plus de la piscine NPH déjà en fonction (1981), selon le calendrier suivant: 
· Piscine C: septembre 1983 
· Piscine D: mi-1985 
· Piscine E: début 1987. 
     Chaque piscine de La Hague a une capacité nominale de 2.000 t. En fait, selon l'arrangement des paniers, la nature des assemblages BWR ou PWR et selon leur poids, les capacités d'accueil pourraient être beaucoup plus importantes. La COGEMA indique que pour une configuration à 600 paniers, une piscine peut accepter de 2.160 à 2.860 t et que pour une configuration un peu plus dense à 720 paniers, elle peut accepter 2.600 à 3.400 t. En configuration très compacte à 850 paniers, la capacité nominale pourrait même être doublée sous réserve de vérification de tenue aux séismes.
     En conséquence, dès 1987, la capacité de stockage peut osciller selon les besoins comme il est indiqué sur le tableau 2.

     L'examen des demandes d'entreposage et des capacités d'accueil montre qu'il n'apparaît pas de problème majeur de stockage pour les dix années à venir. Il suffit de faire les choix de configuration en temps voulu.
     Dans le cas où un retard de réalisation des usines interviendrait, des capacités supplémentaires d'entreposage seraient nécessaires: il conviendrait de les programmer vers 1986.
     L'accroissement du stock de combustibles a pour conséquence de prolonger leur durée de refroidissement avant retraitement. Dès 1986, même dans l'hypothèse du scénario 1, tous les combustibles retraités auront au moins 5 ans de refroidissement.
     Le décalage de cinq ans environ existant entre les dates de mise en service de la plus grande partie du parc de réacteurs EDF et les dates de mise en actif des usines UP2-800 et UP3 explique l'existence d'un stock important de combustibles en piscine à La Hague en 1990-1991.
     En supposant égales les durées de vie des réacteurs et des usines de retraitement, les usines UP2-800 et UP3 seront mises à l'arrêt en moyenne cinq ans plus tard que les réacteurs EDF dont elles doivent retraiter les combustibles (c'est-à-dire les réacteurs EDF à eau sous pression mis en service avant 1992-1993).
     Les derrières années d'exploitation des usines devront être mises à profit pour résorber le stock de combustibles constitué d'une quantité de combustibles correspondant à celle accumulée en piscine à La Hague avant le démarrage d'UP2-800 et d'UP3.
     Il est clair dans ces conditions que les combustibles issus des réacteurs EDF dont les premiers déchargements surviendraient après 1995 ne pourront être retraités dans UP2-800 et UP3.

     Enfin, en cas d'accident majeur non prévu dans les scénarios, qui entraînerait un blocage complet d'une usine, il existerait des solutions de secours: l'entreposage des combustibles dans les piscines existantes de la COGEMA avec empoisonnement neutronique, l'utilisation des piscines EDF; un stockage à sec pourrait être également envisagé.

     Actuellement, l'établissement de La Hague retraite annuellement 100 à 150 tonnes de combustible EP et 200 à 300 tonnes additionnelles de combustible UNGG. La capacité de retraitement prévue dans les deux nouvelles installations est de 1.600 t/an de combustible.
     Les rejets de l'établissement de La Hague dans l'environnement comprennent:
     -  les effluents gazeux rejetés dans l'atmosphère,
     -  les effluents liquides rejetés en mer après épuration à la station de traitement des effluents(STE).
     Le contrôle des rejets de gaz et aérosols est assuré par la mesure effectuée en continu dans la cheminée de l'usine.
     A ceci s'ajoute le contrôle in situ, réalisé par prélèvement des végétaux, d'aérosols obtenus par filtration de l'air et par dosimètres intégrateurs disposés autour et à l'intérieur du site.
     Jusqu'ici, le contrôle des rejets liquides était effectué à partir d'échantillons prélevés en points haut, médian et bas du bassin de stockage temporaire, puis mélangés de façon homogène en vue de la mesure.
     Cependant, le point « haut» ne permet pas de prélever la nappe supérieure de la cuve sur laquelle du solvant contaminé ou non peut se trouver, compte tenu de sa densité. Par ailleurs, le point «bas» ne permet pas le prélèvement de précipités s'il s'en forme. Or, l'activité spécifique de ces précipités est supérieure à celle du liquide et leur comportement physico-chimique dans l'eau de mer peut être un obstacle à la dilution recherchée.
     Un brassage avant l'échantillonnage des eaux résiduaires à rejeter ainsi qu'une infiltration préalable sont prévus par l'arrêté du 22 octobre 1980. Ces dispositions devraient améliorer la représentativité des échantillons; par voie de conséquence elles permettront de mieux connaître qualitativement et quantitativement les rejets effectués.
     Le tableau 1 regroupe les paramètres relatifs aux rejets liquides.
     On observe pour les rejets liquides opérés dans les années 1977-80 les valeurs moyennes:
· activité annuelle moyenne: 27.270 Ci/an
· fraction de l'autorisation de rejet: 60,6%
· nombre moyen de rejets: 403
· durée moyenne de rejet: 5,4 h
· volume moyen d'un rejet: 214 m³

     Les conséquences pour l'homme qu'occasionnent les rejets radioactifs, liquides et gazeux, en période de fonctionnement normal des installations de retraitement sont exprimées en fractions de limites d'équivalents de doses maximales admissibles dans l'étude d'impact relative au site de La Hague.
     Cette étude s'applique aux conditions actuelles de fonctionnement de l'usine UP2 (situation de référence) puis, par extrapolation, au cas des futures installations UP2-800 et UP3.

Situation de référence (UP2 actuel)

     En ce qui concerne cette usine, la méthode de calcul des doses reposant sur une appréciation de la répartition moyenne de la radioactivité rejetée dans le milieu, tient essentiellement compte de résultats expérimentaux et de l'élaboration de modèles mathématiques.
     1. Milieu marin: les données de base concernant les niveaux de radioactivité de l'eau de mer sont celles obtenues au moyen de rejets de colorant simulant les rejets radioactifs et effectués lors de l'étude prévisionnelle en 1963-64. A partir de ces données permettant une évaluation de la radioactivité artificielle moyenne de l'eau de mer dans le secteur des rejets (aire de 30 x 30 km), les calculs font intervenir les facteurs de concentration des radionucléides dans les différents constituants du milieu dont les niveaux de radioactivité sont appelés à entraîner soit une irradiation interne (consommation de produits marins), soit une irradiation externe (au contact des sédiments, notamment).
     2. Milieu terrestre: le calcul des nuisances (irradiation interne) repose sur une évaluation des teneurs radioactives moyennes dans l'air, dans un rayon de 10 km autour des installations. Cette évaluation est faite en utilisant des modèles mathématiques mis au point à partir de simulations de rejets effectués à l'aide de traceurs artificiels et en tenant compte du grand nombre de données relatives à des mesures effectuées sur des installations nucléaires existantes. Sont ensuite pris en considération des dépôts au sol et enfin les transferts dans la chaîne alimentaire (consommation par la population concernée de végétaux et des produits d'élevage).

III- REMARQUES
     S'agissant de la méthodologie adoptée pour l'évaluation des conséquences sanitaires des rejets, il est permis de penser que les valeurs de dilution obtenues à partir de colorants solubles ne reflètent pas nécessairement la répartition réelle des radionucléides dans le milieu aqueux, en raison de comportements physico-chimiques différents: certains radionucléides demeurent en effet sous une forme soluble dans l'eau de mer, d'autres évoluent vers des formes particulaires, ce qui entraîne pour ces derniers une modification du facteur de dilution par rapport à ceux établis pour des éléments solubles.
     A défaut de pouvoir se référer à un maillage suffisant de valeurs sur la teneur de l'eau de mer en radionucléides artificiels dans l'aire de répartition des rejets de La Hague, on peut néanmoins relever que les activités massiques d'espèces vivantes côtières, prélevées à des distances croissantes du point de rejet, ne diminuent pas toujours en conformité avec les valeurs de dilution observées pour un colorant.
     Tel est le cas du plutonium entre autres, pour lequel on constate chez les espèces sédentaires étudiées, une diminution des activités massiques d'un facteur 2 à 4 à 30 km du point de rejet (fig. 1) au lieu du facteur de l'ordre de 100 auquel on devrait s'attendre d'après le modèle expérimental fondé sur le seul comportement d'un colorant (fig. 2).
     Ces résultats montrent l'importance qu'auraient des mesures systémtiques de la radioactivité de l'eau de mer dans le secteur de La Hague, en vue d'obtenir une présentation cartographique sous forme de courbe d'isoconcentration pouvant être comparées à celles retenues pour l'étude d'impact.

Figure 1
Radioactivité massique en plutonium des différentes espèces en fonction de la position géographique des stations de prélèvement

Figure 2
Opération «Rhodolea beta»
Carte des concentrations moyennes pour un rejet de 1 curie/jour (échelle: 1/700.000e)
(cité par Lapicque 1974)

     En ce qui concerne l'évaluation des doses individuelles relatives aux «groupes critiques», le groupe de travail n'a pas pu obtenir de précisions lui permettant de connaître les paramètres et les bases chiffrées sur lesquels reposent les valeurs d'engagement de dose qui figurent dans l'étude d'impact. Cependant, d'autres évaluations publiées montrent que les doses individuelles moyennes sont voisines du centième de la dose maximale admissible pour les personnes du public.
     Par ailleurs, nous ne disposons pas d'évaluation de la dose collective du public. Notons qu'en ce qui concerne l'usine de Windscale dont les rejets sont huit fois plus importants que ceux de La Hague et dans un milieu dont les possibilités de dilution sont sensiblement moins bonnes, la dose collective des personnes du public a atteint 13.400 homme.rems en 1978 (trois fois plus que la dose collective des travailleurs de l'usine - voir annexe 8).

     Si en 1965 il était normal de faire une étude d'impact avec des colorants solubles, il n'en est plus de même en 1983. Compte tenu des mesures qui sont faites sur le site chaque année, il devrait être possible au moins de vérifier les modèles et de refaire les courbes d'isodose. Ce qui est souligné dans cette annexe, c'est que, compte tenu de certains résultats (concentration en plutonium par exemple), des mesures systématiques sont nécessaires.
     Nous posons donc la question: pourquoi le modèle n'a-t-il pas été confronté aux données mesurées à l'aide de prélèvements?
     Quant aux évaluations de doses, nous soulignons que le groupe de travail n'a pas pu obtenir les paramètres et les bases chiffrées permettant de les calculer. Ceci est tout à fait anormal. L'information des populations exige des dossiers clairs. Connaissant les rejets de Windscale et les calculs faits par les Anglais, il est facile de revenir aux valeurs de La Hague. Mais c'est un moyen détourné et qui n'est pas le chemin le plus court. Quand donc nos industriels comprendront-ils que la confiance s'use à force de toujours masquer les dossiers?
     Par ailleurs, comment le dossier d'impact a-t-il pu être présenté sans ces nouvelles données et surtout comment a-t-il pu être accepté? Qui donc vérifie les données? Si la Commission n'en avait pas parlé, ce point aurait-il été soulevé par d'autres personnes que ces fameux "Verts" dont on dit tant de mal? La Gazette Nucléaire souligne leur importance car ils examinent les dossiers, et leurs questions, même mal formulées, sont pertinentes et ne méritent pas le mépris avec lequel on les traite.

     Les données dosimétriques relatives à l'exposition du public par les rejets liquides et gazeux font l'objet, en Grande-Bretagne, de publications annuelles qui émanent du ministère de l'Agriculture, de la Pêche et de l'Alimentation[1] ou du Bureau national de radioprotection.(NRPB) [2].
     Ces publications font état des données de base suivantes:
     1. activité des radionucléides principaux et activités globales rejetées. Ces données sont aussi publiées par les exploitants[3].
     2. concentrations radioactives moyennes en émetteurs g mesurées en différents lieux pour des poissons (Cs-137 principalement) crustacés et coquillages (Co-60, Zr-95 plus Nb-95, Tc-99, Ru-106, Ag-110m, Cs-134, Cs-137, Ce-144). Ces concentrations radioactives moyennes sont aussi mesurées, pour les émetteurs a (Pu-238, Pu-239 plus Pu-240, Am-241, Cm-243 plus Cm-244), dans les coquillages et crustacés.
     3. hypothèses de consommation de produits de la mer pour trois catégories de consommateurs accompagnées des résultats de calculs d'équivalent de dose relatifs aux radionucléides principaux.
     Ces calculs de dose engagée sont donnés en tenant compte des anciens concepts de calcul (CIPR 9) et des nouveaux (CIPR 26).

     Les autorisations de rejets d'effluents radioactifs liquides sont bien plus élevées que celles de La Hague:
     - activité totale b: 300.000 Ci/an au lieu de 45.000 Ci/an pour l'usine de La Hague (rapport 7,7),
     - activité totale a: 6.000 Ci/an au lieu de 90 Ci/an (rapport 67); les rejets réels sont voisins de 200.000 Ci/an en b à Windscale (25.000 Ci/an à La Hague) et de 2.000 Ci/an en émetteurs a (15 Ci/an à La Hague).

     La publication [1] donne le résultat des calculs de dose effective engagée pour trois catégories de consommateurs. Les résultats sont rassemblés dans le tableau ci-dessus.
     L'équivalent de dose effective engagée varie entre 1,3% et 23% des limites maximales admissibles pour le public.
     L'application des CIPR 26 et 30 ne modifie pas ces fractions dans la mesure où la diminution de l'équivalent de dose relatif au strontium 90 est compensée par l'augmentation de celui qui est relatif aux transuraniens.
     On notera que le calcul de l'équivalent de dose collectif est important. Il représente environ trois fois la dose collective des travailleurs de l'usine de Windscale. La contribution des autres installations nucléaires de base à la dose collective est négligeable devant celle de Windscale.

1. HUNT. G.J. - «Radioactivity in surface and coastal waters of the british isles, 1978». Aquatic environment monitoring report. Number 4. ISSN 0142 6 2499 LOWESTOFT (1980).
2. CLARK. M.J. - Collective doses from liquid effluents, Radiological protection bulletin (NRPB) n. 47, july 1982.
3. LARKIN. MJ. - Liquid and airborn effluents from Windscale nuclear fuel reprocessing plant, Séminaire des communautés européennes 25.11.77 - Karlsruhe.

     Voici un exemple de scénario accidentel que le groupe de travail a étudié. Il semblerait qu'il n'aurait pas été envisagé jusqu'à ce jour. Le groupe formule donc des questions et des recommandations. suite:
 
 

     A la suite d'un accident en cours de transport, un château peut se retrouver en dehors de la plateforme de la route ou de la voie ferrée, sur un terrain meuble, submergé ou non, incapable de supporter sans enlisement, total ou partiel, la forte charge au sol que représente le château.L'enlisement peut réduire probablement la capacité d'évacuation thermique vers l'extérieur du fait d'une dessication locale du milieu environnant.
     La réduction d'évacuation thermique, si elle dépasse un certain seuil, entraîne à terme la détérioration du joint d'étanchéité par échauffement excessif. En effet, dans le cas de TN 12 par exemple, le joint fonctionne normalement à une température de 155°C et l'étanchéité n'est plus assurée à partir d'une température de 316°; la perte totale d'évacuation thermique entraîne une élévation de température de 4° par heure. Dans une telle circonstance, on ne disposerait donc que d'un délai de 40 heures avant la perte d'étanchéité. Même avec une perte seulement partielle de l'évacuation thermique, ce délai peut n'être que de quelques jours.
     Or, les conditions de terrain et l'enlisement du château rendent a priori plus difficiles et plus longues les opérations de récupération, qui nécessitent éventuellement des moyens autres que ceux utilisables en terrain compact.
     Il convient de se donner pour objectif la récupération avant perte d'étanchéité car les éléments combustibles peuvent avoir été détériorés par l'accident (et/ou par l'échauffement) et l'on assisterait alors, après la perte d'étanchéité, à un dégagement extérieur de gaz radioactifs rendant encore plus difficile la suite des opérations.
     C'est la raison pour laquelle le groupe recommande que les itinéraires routiers et ferroviaires fassent l'objet d'une analyse de la probabilité de ce type de risque, et que l'on s'assure, si nécessaire, de la possibilité de désenliser et de récupérer les châteaux, dans les délais compatibles avec le maintien de l'étanchéité, et ce, même dans les conditions les plus difficiles pouvant être rencontrées le long de ces itinéraires quant à la nature des terrains.
     Dans la formulation de cette dernière recommandation, le groupe fait l'hypothèse que les moyens d'intervention existent, soit parmi les moyens civils, soit parmi les moyens militaires, et que ces moyens peuvent être mobilisés en tant que de besoin.

IV.4.1. Objectifs de l'ANDRA
     La Convention de Londres sur la prévention de la pollution des mers par les immersions de déchets, convention que la France a signée et ratijïée, prévoit les conditions dans lesquelles peuvent être immergés des déchets radioactifs. C'est l'Agence Nationale de l'Energie Atomique qui, dans le cadre de cette convention, fixe les limites et établit des normes et des directives.
     Les opérations d'immersion effectuées actuellement se font dans le cadre d'un mécanisme multilatéral de consultation et de surveillance mis au point par l'Agence pour l'Énergie Nucléaire (AEN) de l'OCDE. 
 Dans le cadre de ce mécanisme, différents pays (GrandeBretagne, Belgique, Pays-Bas, Suisse) procèdent régulièrement, sous leur propre responsabilité et sous le contrôle de l'AEN, à l'immersion de leurs déchets de faible activité.
     Le Conseil Scientifique et Technique de l'ANDRA considère que l'immersion de certaines catégories de déchets de faible et moyenne activité doit être considérée comme l'un des moyens qui, associé aux stockages terrestres, permet d'élargir la gamme des solutions destinées à optimiser la gestion à long terme des déchets.
     En effet, il apparaît que pour certains d'entre eux, en particulier ceux contenant du tritium, l'immersion présente un avantage certain par rapport au stockage à long terme à terre, en tenant compte des aspects de sûreté et de l'économie de gestion.
     La France ne doit pas exclure de se joindre aux opérations d'immersion à partir de 1983 ou 1984. Les quantités à immerger, de l'ordre de quelques centaines de mètres cubes par an les premières années, seraient susceptibles d'une augmentation ultérieure, à la suite de l'examen des conditions dans lesquelles se seraient déroulées les premières campagnes.
IV .4.2. Études
     Le concept d'une telle opération est basé sur l'analyse des conditions de retour éventuel de la radioactivité contenue dans les déchets. Sans tenir compte du confinement apporté par le conditionnement (qui cependant, comme l'ont montré les observations américaines[1] faites au début des années 1970 sur les déchets immergés depuis plus de vingt ans, peut certainement être garanti pour plusieurs décennies), les transferts de radioactivité ne se font que lentement, en particulier à cause de l'existence de couches stables d'eau froide entre lesquelles les échanges ne se font que par diffusion. Ces transferts ont été modélisés en tenant compte des possibilités de reconcentration dans les chaines biologiques que les études de radio-écologie marine menées depuis plus de vingt ans ont permis de bien connaître. A partir des résultats obtenus et en prenant des facteurs de sécurité élevés, il a été calculé quelles étaient les quantités de radioactivité qu'il était possible d'immerger annuellement n'entraînant que des niveaux très faibles d'irradiation potentielle des groupes de population les plus exposés.