Retour des résidus vitrifiés de France en Allemagne

Afin d'assurer une gestion optimale de la fin du cycle du combustible nucléaire, les compagnies productrices d'électricité allemandes se sont orientées depuis de nombreuses années vers une stratégie de traitement-recyclage. En 1977-78, COGEMA* a signé un ensemble de contrats avec des compagnies d'électricité allemandes, japonaises, suisses, belges et néerlandaises prévoyant le traitement-recyclage de leurs combustibles usés.

Les contrats comprennent les services suivants :

• La réception et l'entreposage des combustibles usés avant leur traitement

• La séparation de l'uranium et du plutonium

• Le conditionnement des différentes catégories de déchets sous une forme permettant leur transport et leur stockage définitif en toute sûreté.

Ils prévoient également que les résidus ultimes associés au traitement-recyclage des combustibles usés soient retournés dans leur pays d'origine.

*devenue AREVA NC depuis mars 2006

A l'échelle internationale (Allemagne, France, Belgique, Grande-Bretagne, Pays-Bas, Suisse, Etats-Unis, Japon), le verre au borosilicate est unanimement reconnu comme étant la matrice la mieux adaptée et la plus stable pour ces déchets. Ceci constitue le résidu vitrifié qui, dans un volume compact, contient 99% de la radioactivité totale des différents déchets séparés au cours des opérations de traitement.

Sur un plan industriel, la vitrification consiste à transférer dans un calcinateur la solution contenant les produits de fission. Portée à haute température celle-ci s'évapore laissant une poudre. Cette poudre est alors introduite dans un four de fusion mélangée à de la fritte de verre, et le tout est porté à 1 100°C. Le procédé de fusion à haute température garantit l'incorporation complète des produits de fission dans la matrice de verre.

On obtient un verre fondu que l'on coule dans un conteneur en acier inoxydable sur lequel on soude un couvercle après refroidissement.

Après un contrôle de non contamination sur la surface des conteneurs, ceux-ci sont transférés vers des puits ventilés au sein d'un bâtiment d'entreposage.

Pendant l'entreposage, la production de chaleur et la radioactivité diminuent au cours du temps.

Le conteneur de verre est un cylindre en acier inoxydable de 1,34 mètre de hauteur et 0,43 mètre de diamètre, contenant 150 litres (400 kg) de verre solide dont 14% de produits de fission correspondant au traitement-recyclage d'environ 1,3 tonne de combustibles usés.

Propriétés du verre au borosilicate

Pour pouvoir stocker définitivement de manière sûre les produits de fission et les actinides à vie longue extraits du combustible usé, il est nécessaire de les confiner dans une matrice aux caractéristiques adaptées à ce stockage, c'est-à-dire particulièrement stable et résistante aux infiltrations d'eau. D'importantes recherches conduites dans de nombreux pays ont montré que le verre représente le matériau idéal pour immobiliser les quelques 30 éléments chimiques présents dans les solutions liquides des déchets de haute activité.

On en trouve d'ailleurs l'illustration dans la nature avec l'obsidienne, qui reste inaltérée durant des milliers d'années.

Dans un large consensus international, de nombreux pays (France, Japon, Royaume-Uni, Etats-Unis, Allemagne) s'accordent à reconnaître le verre au borosilicate comme la matrice la mieux adaptée pour immobiliser les produits de fission et les actinides à vie longue.

En France, des études ont été entreprises sur ce type de verre dès les années 60. Les programmes de Recherche et Développement ont été axés sur la détermination des meilleures formulations de verre, l'étude du comportement de certains d'entre eux et le développement d'une technologie industrielle de vitrification. La première installation de vitrification fut mise en service en 1978 à Marcoule (AVM ou Atelier de Vitrification de Marcoule). L'expérience acquise sur l'AVM a représenté un apport considérable pour la conception de deux autres unités, mises en service en 1989 (R7) et en 1992 (T7) à AREVA NC La Hague.

Au Japon, des types de verre similaires font, depuis longtemps, l'objet d'études.

Tous les emballages ont été conçus et fabriqués dans le strict respect des critères imposés par les réglementations internationales (définis par l'Agence Internationale à l'Energie Atomique AIEA - 130 pays membres) et nationales. Ils ont été agréés par les Autorités des pays concernés et sont soumis à des essais de résistance très poussés (feu, immersion, gerbage) adaptés aux caractéristiques des matières transportées. 100 tonnes d'emballages sont nécéssaires pour transporter 10 tonnes de matière.

Pour illustrer la résistance des emballages, un crash test a été réalisé avec un train lancé à 140km/h sur un emballage. L'emballage (cylindre en acier compact de forte épaisseur - environ 30 cm) a résisté à cet impact et aucune perte de confinement ne s'est produite.

Au moment de la production du verre

Les résidus vitrifiés sont produits selon des spécifications particulières approuvées par les Ministères français en charge de l'Industrie et de l'Environnement et par les Autorités gouvernementales des pays qui ont envoyé leurs combustibles usés à traiter à AREVA NC La Hague.

Pour garantir que le verre soit conforme aux spécifications acceptées par les Autorités de Sûreté, AREVA NC a mis en place des programmes d'Assurance Qualité et de Contrôle Qualité très stricts (AQ/CQ). Ces contrôles mettent particulièrement l'accent sur la qualité des composants du verre, sur le contrôle du procédé durant la phase de production du verre et sur le contrôle de la qualité.

Parallèlement, l'ensemble des clients d'AREVA NC a confié au Bureau Véritas la responsabilité de contrôler les opérations, de vérifier les programmes d'Assurance Qualité et de certifier la conformité de chaque conteneur aux spécifications AREVA NC.

De plus, l'Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs (ANDRA) a accès à tous les documents relatifs à la production et effectue des audits des installations de vitrification et de désentreprosage pour vérifier la qualité des résidus vitrifiés produits à AREVA NC La Hague et leur conformité aux spécifications.

L'ANDRA rédige des rapports à l'attention de la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN) qui lui a confié le rôle d'interface avec les Autorités de Sûreté du pays client (Office Fédéral pour la protection contre les radiations (BfS) dans le cas de l'Allemagne).

Pour chaque conteneur de résidus vitrifiés produit à AREVA NC La Hague, un jeu complet de documents constituant le "Rapport Qualité" est fourni. Pour les clients, il inclut les données relatives au procédé et aux contrôles réalisés sur chaque conteneur, ainsi que le certificat délivré par le Bureau Véritas.

Avant le Transport

Avant toute expédition, un exemplaire du Dossier Qualité est transmis au client. Après évaluation par le PKS (Bureau de contrôle des matières du BfS) et approbation formelle par le Ministère de l'Environnement de Basse Saxe (NMU) les opérations commencent : chaque conteneur est transféré vers l'installation de désentreposage et de chargement.

Dans l'atelier de désentreposage DRV d'AREVA NC La Hague, un ultime contrôle de chaque conteneur est effectué. Ce contrôle comprend une inspection visuelle, une mesure du débit de dose et un contrôle de l'activité surfacique.

Ces informations sont également vérifiées par le Bureau Véritas. Ensuite, les conteneurs sont chargés dans l'emballage de transport en présence des représentants officiels allemands.

Après le chargement, l'emballage est inspecté afin de vérifier sa conformité aux réglementations de transport et aux spécifications d'acceptation à Gorleben : mesure du débit de dose, contamination surfacique, température de surface. Une copie de ces résultats est fournie au NMU pour acceptation.

Après le transport

Une fois réceptionné sur le site de Gorleben, l'emballage est soumis aux mêmes procédures de contrôle qu'au départ d'AREVA NC La Hague. En outre, un système de contrôle d'étanchéité est mis en oeuvre sur chaque emballage.

La procédure d'acceptation finale est supervisée par le NMU.

Les conteneurs de résidus vitrifiés sont ainsi acheminés dans un emballage spécifique appelé "château" conçu à la fois pour le transport et l'entreposage sur le site de Gorleben. Il optimise les contraintes de poids, de taille et de dégagement thermique.

Il existe 2 types d'emballages dédiés au transport-entreposage de résidus vitrifiés allemands :

• le TS 28 V conçu par Transnucléaire, filiale française d'AREVA NC, spécialisée dans le transport de matières nucléaires. Le corps principal de cet emballage est un cylindre en acier forgé. Cet emballage a été utilisé en 1996 lors du premier transport de résidus vitrifiés entre la France et l'Allemagne

• le CASTOR HAW 20/28 CG mis au point par GNS. Il a été utilisé lors du second transport et sera de nouveau utilisé pour les prochains transports. Le corps principal est un cylindre en fonte.

Les caractéristiques de ces deux emballages sont les suivantes :

Hauteur : 6,1 mètresDiamètre : 2,5 mètresPoids total :

112 tonnes

Ils peuvent transporter entre 20 et 28 conteneurs et la charge utile peut varier de 10 à 14 tonnes.

Ces emballages dits de type B répondent aux critères les plus stricts de sûreté fixés par la réglementation de l'Agence Internationale pour l'Energie Atomique (AIEA) et ont reçu l'agrément des Autorités françaises et allemandes.

Le transport en lui-même comprend les étapes suivantes :

• Transfert des emballages par route entre AREVA NC La Hague et le terminal ferroviaire de Valognes situé à 40 km. Pour ces transferts, AREVA NC utilise une remorque d'une capacité maximale de 160 tonnes, dotée de 8 lignes de doubles essieux, et conforme à la réglementation nationale s'appliquant aux convois exceptionnels et aux matières dangereuses.

• Au terminal ferroviaire de Valognes, l'emballage est transféré sur un wagon spécialement conçu à cet effet ayant reçu l'agrément de la SNCF et de la compagnie des chemins de fer allemands (Deutsche Bundesbahn AG).

• Transport par voie ferroviaire jusqu'au terminal de Dannenberg en Allemagne (environ 1500 km).

• A son arrivée à Dannenberg, l'emballage est déchargé du wagon sur un véhicule spécifique puis transféré par route vers le site d'entreposage de Gorleben.

Les organisations internationales définissent, avec le concours des Etats membres, les recommandations et les réglementations applicables. Au niveau national, chaque pays édicte ses propres législations et réglementations, établies en cohérence avec celles des organisations internationales.

Plus spécifiquement, le transport des matières nucléaires obéit conjointement à deux types de réglementations de transport, strictes et rigoureusement applicables : matières dangereuses et matières nucléaires.

Le transport des matières dangereuses est soumis à différentes réglementations selon le mode de transport utilisé (transport routier, ferroviaire et maritime) et les pays concernés.

En France, les règlements applicables sont l'arrêté du 1er juin 2001 modifié le 8 février 2002 relatif au transport de marchandises dangereuses par route (reprenant la réglementation européenne dite ADR) et l'arrêté du 5 juin 2001 modifié le 12 avril 2002 relatif au transport des marchandises dangereuses par chemin de fer (reprenant la réglementation européenne dite RID).

La réglementation de référence en matière de transport des matières radioactives est le "Règlement de transport des matières radioactives" de l'Agence Internationale de l'Energie Atomique. Ce texte élaboré par l'AIEA appartient à la Collection Normes de Sûreté (TS-R-1, SY-1 édition de 1996 (révisée)).

Ce règlement régit la conception des emballages en se fixant comme objectif la protection des personnes et de l'environnement dans des conditions extrêmes d'accident et ce quel que soit le mode de transport utilisé.

Elaboré par l'AIEA (plus de 130 Etats membres), il a été approuvé par les experts internationaux de cette organisation.

Cette réglementation rigoureuse a permis d'atteindre et de maintenir un niveau élevé de sûreté.

En France, L'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) est chargée de l'application de la réglementation concernant la sûreté des transports de matières nucléaires. L'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) lui fournit l'expertise en matière d'évaluation de la sûreté.

En Allemagne, le BfS est responsable de la réglementation relative à la sûreté des transports. Il est secondé par les experts du TÜV (Office de contrôle technique) et du BAM (Institut fédéral de recherche et de contrôle des matériaux).

A leur arrivée sur le site de Gorleben, les emballages chargés de résidus vitrifiés sont transférés dans le bâtiment TBL-G (Transportbehälterlager) dont l'exploitation est assurée par GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH (Essen, Allemagne) pour y être entreposés.

Ce bâtiment en béton comporte une surface utile de 5 000 m2 capable d'entreposer 420 emballages chargés soit de combustibles usés, soit de résidus vitrifiés. Il se divise en deux parties, reliées par un pont roulant :

• la zone de réception et de maintenance

• le hangar d'entreposage

A son arrivée, chaque emballage est soumis à plusieurs inspections et tests dans la zone de réception de TBL-G. De plus, une unité de contrôle de dépression est installée près de chaque emballage afin de contrôler l'étanchéité à long terme des joints.

Le stockage géologique des déchets hautement radioactifs à vie longue est reconnu à l'échelle internationale comme un concept présentant toutes les garanties techniques. Les barrières successives de confinement des déchets que constituent le verre au borosilicate lui-même, le conteneur ainsi que les autres barrières ad hoc et enfin les formations géologiques qui entourent le site de stockage (barrière naturelle) seront autant de garanties à long terme contre tout retour d'activité dans l'environnement.