Entreposage et stockage des matières et déchets radioactifs

L’entreposage des matières ou des déchets radioactifs est défini à l’article l. 542-1-1 du code de l’environnement comme « l’opération consistant à placer ces substances à titre temporaire dans une installation spécialement aménagée en surface ou en faible profondeur à cet effet dans l’attente de les récupérer » pour les conditionner si nécessaire et les stocker.


L’entreposage des déchets radioactifs

L’article 3 de l’arrêté du 9 octobre 2008 impose que les producteurs déclarent à l’Inventaire national un certain nombre d’informations sur les entreposages destinés à accueillir des colis de déchets radioactifs pour lesquels les solutions de gestion définitives n’existent pas ou sont à l’état de projet.

Par ailleurs, le PNGMDR 2013-2015 dresse le bilan de l’ensemble des études et recherches qui portent sur l’entreposage, afin notamment de s’assurer d’une capacité d’entreposage suffi sante dans l’attente de la mise en service des sites de stockage HA, MA-VL et FA-VL.

Les exploitants attribuent généralement aux entrepôts existants une durée prévisionnelle d’exploitation d’une cinquantaine d’années. Par ailleurs, des extensions de ces entreposages sont prévues pour répondre aux besoins évalués par les producteurs.

Le tableau « entreposages autorisés » recense ces entreposages autorisés à fin 2013 avec leur taux d’occupation pour ceux qui sont en exploitation ;

Le tableau « prévisions d’extension d’entreposages » présente les prévisions d’extension de certains de ces entreposages.

La nature, la quantité de déchets entreposés et les lieux d’entreposage sont décrits dans l’inventaire géographique.


Prévisions d’extension d’entreposages

DéclarantSiteColis de déchets pour lesquels l'entreposage a été conçuDate de mise en service extensionCapacité d'accueil totale (en nombre de colis)*
CEAEIP** (Marcoule-30)Colis de boues bitumées20194 235
CEAINB 164-CEDRA (Cadarache-13)Colis 500I, 870I, coques béton 500I de boues de filtration20257 500

* Capacité donnée en m3.

** Le scénario de référence du CEA est le conditionnement à Marcoule (30) des colis de déchets MA-VL en colis de stockage dès 2017, puis entreposage intermédiaire avant expédition vers Cigéo (www.cigéo.com) dès son ouverture.

Un scénario de précaution prévoit l’ouverture, début 2017, d’une extension de l’entreposage EIP.


Entreposages autorisés à fin 2013

DéclarantSiteColis de déchets pour lesquels l'entreposage a été conçuDate de mise en serviceCapacité d'accueil totale en nombre de colisCapacité utilisée en nombre de colisTaux d'occupation
AREVA NCCEZUS (Jarrie-38)Fûts de résidus radifères20053 538*2 360*67%
AREVA NCBÂTIMENT ES (La Hague-50)Colis de boues bitumées199527 00000%
AREVA NCBÂTIMENT S (La Hague-50)Colis de boues bitumées198720 00011 53557%
AREVA NCECC (La Hague-50)Colis CSD-C200220 80012 81262%
AREVA NCEDS/ADT2 (La Hague-50)Colis CBF-C'220082 75975027%
AREVA NCEDTS/EDC-A (La Hague-50)Colis de coques et embouts cimentés20091 11949244%
AREVA NCEDS/EDC-B et EDC-C (La Hague-50)Colis de coques et embouts cimentés19901 6561 51892%
AREVA NCEDS/EDT (La Hague-50)Colis CBF-C'2 et CAC19906 5125 64987%
AREVA NCEEV/SE (La Hague-50)Colis CSD-V, CSD-B19964 4284 39599%
AREVA NCEEV/LH (La Hague-50)Colis CSD-V, CSD-B20134 1993879%
AREVA NCR7 (La Hague-50)Colis CSD-V, CSD-B19894 5004 41998%
AREVA NCT7 (La Hague-50)Colis CSD-V19923 6003 599100%
CEAICPE SOLVAY-bâtiments 420 et 465 (Cadarache-13)Fûts de résidus radifières199226 80025 32394%
CEAINB 164-CEDRA (Cadarache-13)Colis 500L, 870I, coques béton 500I de boues de filtration20069 0002 81831%
CEAINB 56 (Cadarache-13)Divers Colis19687 500*6 240*83%
CEAAVM (Marcoule-30)Colis de déchets vitrifiés AVM, colis de déchets d'exploitation de l'AVM19783 8003 46891%
CEAEIP (Marcoule-30)Colis de boues bitumées20004 235*3 294*78%
CEAPIVER (Marcoule-30)Colis de verres PIVER197646*13*28%
CEA/DAM***Entreposage de déchets tritiés (Valduc-21)Déchets tritiés198221 50014 34367%
EDFICEDA (Bugey-01)Colis cimentés2017**2 00000%
SOLVAYUsine Chef de Baie (La Rochelle-17)Déchets radifères198856 980*7 580*13%

*Capacité donnée en m3.

** ICEDA existe administrativement (INB 173) depuis l’autorisation de création obtenue par décret du 23 avril 2010, mais cette installation ne pourra entrer en service (fonctionnement) qu’après autorisation de l’ASN envisagée en 2017.

***La capacité de cet entreposage a été augmentée à fin 2012.


Le stockage des déchets radioactifs

L’Andra exploite trois centres de stockage. Le Centre de stockage de la Manche (CSM) est en phase de surveillance. Le Centre industriel de regroupement, d’entreposage et de stockage (Cires) destiné à stocker des déchets TFA et le Centre de stockage de l’Aube (CSA) destiné à stocker des déchets FMA-VC sont actuellement en phase de fonctionnement. Au 31 décembre 2013 les taux de remplissage des différents centres de stockage de l’Andra sont les suivants :


L’entreposage des matières radioactives

1. Les combustibles usés

La gestion des combustibles usés passe d’abord par un entreposage en piscine. Quelques mètres d’eau sont à même de protéger de l’extrême radioactivité des assemblages de combustibles quand ils sont déchargés du cœur du réacteur. Par ailleurs, l’eau est un excellent liquide de refroidissement à même d’encaisser le dégagement de chaleur, initialement très fort, des assemblages.
La sortie des assemblages du cœur se fait sous eau, de telle sorte qu’à aucun moment ils ne se retrouvent à l’air libre. Ils sont entreposés dans une piscine située à immédiate proximité du réacteur (elle sert également au chargement), dans des paniers en aciers borés. Cette précaution a pour objet d’éviter tout risque de criticité car, les assemblages ont beau être usés, le combustible contient encore davantage d’uranium-235 fissile (environ 1 %) que dans l’uranium naturel. L’adjonction de bore, un absorbeur de neutrons, a pour effet d’empêcher les réactions en chaîne.
La durée de ce premier entreposage et la suite des opérations dépendent de ce que l’on entend faire du combustible usé. Dans des pays comme la France et le Japon qui ont choisi de traiter le combustible, la durée de cet entreposage varie de 12 à 18 mois, le temps de laisser décroître suffisamment la radioactivité et la chaleur dégagée pour un transport vers l’usine de traitement.
Les assemblages destinés à être traités sont entreposés après leur transport dans de grandes piscines à l’usine de la Hague (50). La durée minimum du refroidissement des combustibles dans ces piscines est de cinq années. Dans la pratique le séjour est actuellement en moyenne de huit ans. Au bout de ce laps de temps, ils sont traités pour récupérer l’uranium et le plutonium qu’ils contiennent, le résidu étant conditionné sous forme de déchets vitrifiés.
Les combustibles usés, URE et MOX, non traités au fil de la production, sont également regroupés et entreposés dans ces piscines, l’intention d’EDF étant de les traiter à terme afin de réutiliser les matières séparées dans le cadre d’un parc de réacteurs à neutrons rapides de 4ème génération.

 

2. L’uranium appauvri

L’uranium appauvri peut se trouver sous deux formes qui sont entreposées dans des conditions adaptées à leurs caractéristiques :

  • L’UF6 est entreposé, généralement sous forme solide, dans des conteneurs cylindriques qui obéissent à des réglementations extrêmement strictes au plan international, du fait de son caractère très toxique en cas de contact avec la vapeur d’eau contenue dans l’air. Ces conteneurs sont conçus pour être entreposés à ciel ouvert. Ils sont utilisés en Russie, aux États-Unis, au Royaume-Uni, en Allemagne et, en France, à Pierrelatte ;
  • L’U3O8 (qui se présente sous une forme très stable, analogue à celle de l’uranium naturel) est conditionné dans des conteneurs métalliques scellés dits « cubes verts », d’une contenance moyenne de l’ordre de 7 tonnes d’uranium. Ces conteneurs sont entreposés sous bâtiment.

En France, et pour réduire « à la source » les risques liés à son entreposage, l’uranium appauvri destiné à être entreposé pour une longue période se trouve sous forme d’U3O8 (qui présente l’avantage d’être extrêmement stable).

 

3. L’uranium issu du traitement

L’URT est quant à lui généralement conditionné sous forme d’U3O8 dans des conteneurs. Ces conteneurs sont entreposés dans des bâtiments spécifiques sur le site AREVA du Tricastin (26).