Retour des résidus vitrifiés vers le Japon

Pour mettre en oeuvre cette politique, les compagnies japonaises d'électricité ont décidé de signer des contrats de retraitement avec AREVA NC en France et BNFL au Royaume-Uni et de développer leurs propres installations industrielles.

Depuis plus de 15 ans, les installations d'AREVA NC à La Hague et celles de BNFL à Sellafield ont reçu, entreposé et retraité des combustibles usés en provenance du Japon, d'Allemagne, de Suisse, de Belgique et des Pays-Bas.

En 1977-1978, AREVA NC a, en effet, signé avec les compagnies d'électricité de ces pays des contrats de retraitement ("Reprocessing Services Agreements"). Selon ces contrats, AREVA NC assure le service de retraitement, les différents produits qui en sont issus restant la propriété du client et lui étant restitués :

• Les résidus, en vue de leur gestion ultime dans des installations de stockage adaptées et sûres.
• L'uranium et le plutonium, en vue de leur recyclage dans des centrales, pour fournir à nouveau de l'électricité.

AREVA NC honore scrupuleusement les contrats de retraitement qu'elle a conclus avec ses différents clients, dont les compagnies japonaises d'électricité. Le retour des produits et résidus vers le Japon est maintenant engagé en accord avec les obligations commerciales contractuelles afin de servir la stratégie globale de développement de l'énergie nucléaire au Japon.

Le principe du retour est soutenu par les gouvernements français et japonais.

Lors du traitement-recyclage, les produits de fission ainsi que les traces d'autres déchets ultimes sont "vitrifiés", c'est à dire incorporés dans un verre au borosilicate qui les immobilise définitivement et permet leur confinement sous une forme appropriée à leur stockage définitif.

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.

Il s'agit du TN 28 VT, capable de contenir 20 ou 28 conteneurs dégageant chacun une puissance thermique de moins de 2 kW. Son poids et sa taille sont similaires à ceux des emballages utilisés pour le transport des combustibles usés (TN 12, TN 17, ...).

Préalablement à l'expédition, les conteneurs de résidus vitrifiés, entreposés dans les installations de stockage intérimaire des ateliers de vitrification d'AREVA NC La Hague, ont été désentreposés et ont subi une inspection finale avant d'être chargés dans les emballages de transport.

L'emballage de transport TN 28 VT a été conçu par Transnucléaire, filiale française d'AREVA NC, spécialisée dans le transport de matières nucléaires. L'emballage TN 28 VT est un cylindre de 6,6 mètres de hauteur et 2,4 mètres de diamètre, d'un poids total de 112 tonnes. Cet emballage répond aux critères imposés par la réglementation de l'AIEA pour les emballages de "type B". Il a reçu l'agrément des Autorités françaises et japonaises.

Le transport lui-même se déroule dans des conditions analogues à celles appliquées aux transports des combustibles usés entre le Japon et La Hague. Il comprend les étapes suivantes :

• Transfert des emballages par route de l'usine de La Hague au terminal ferroviaire de Valognes, situé à 40 km. AREVA NC utilise pour ce transfert 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, le château est transféré sur un wagon spécialement conçu à cet effet, qui a reçu l'agrément de la Société Nationale des Chemins de Fer.
• Transport par voie ferroviaire jusqu'au port commercial de Cherbourg situé à 20 km.
• Sur le quai d'embarquement du port de Cherbourg, l'emballage est chargé sur un des navires de PNTL au moyen d'un portique spécialisé.
• Transport maritime de Cherbourg jusqu'au port japonais de Mutsu Ogawara.

Ces opérations de transport maritime sont sous-traitées par AREVA NC à BNFL qui, elle-même, fait appel à des navires PNTL. La compagnie PNTL est une filiale commune de BNFL (62,5 %), de AREVA NC (12,5 %) et des compagnies japonaises d'électricité (25 %).

Les navires utilisés par PNTL, longs de 104 mètres et larges de 16 mètres, sont ceux qui effectuent régulièrement le transport de combustibles usés du Japon vers la France et le Royaume-Uni. Chaque navire a une autonomie suffisante en carburant pour effectuer le voyage sans escale. Ces navires sont conformes aux normes et aux critères de l'Organisation Maritime Internationale (OMI), à la réglementation des transports du Ministère Japonais des Transports (JMOT) et à celle des Autorités compétentes françaises et britanniques.

Avec plus de 8 millions de kilomètres parcourus sans aucun incident ayant entraîné de rejet de radioactivité, les navires PNTL présentent un niveau de sûreté inégalé. Depuis les années 60, plus de 160 transports, représentant plus de 4 000 emballages, ont été réalisés en toute sûreté.

A son arrivée au port japonais de Mutsu Ogawara, l'emballage est déchargé du navire sur un véhicule spécifique au moyen d'une grue, par Nuclear Fuel Transport (NFT), sous-traitant de la société Japan Nuclear Fuel Limited (JNFL).

Transport par route, effectué par NFT du port d'arrivée vers le site de stockage intérimaire de Rokkasho-Mura, situé à 5 km, au moyen d'un véhicule lourd spécifique (135 tonnes)

JNFL réceptionne les emballages sur le site d'entreposage. Les conteneurs sont déchargés pour inspection puis entreposage dans la zone prévue à cet effet.

Complément technique

L'emballage de transport TN 28 VT conçu par la société française Transnucléaire, filiale d'AREVA NC, est utilisé pour le transport des conteneurs de résidus vitrifiés de la France vers le Japon.

Le transport des matières dangereuses

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 états membres), il a été approuvé par les experts internationaux des de cette organisation.

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

En France, la Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR), placée sous la triple tutelle des ministères en charge de l'Industrie, de l'Environnement et de la Santé, 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.

Au Japon, le transport des matières radioactives est soumis à la fois à la "Réglementation pour le transport des matières nucléaires en dehors des installations" et à la "Réglementation pour le transport par véhicule et l'entreposage des matières dangereuses".

Les transports par mer doivent satisfaire aux dispositions du code sur le Transport Maritime International de Marchandises Dangereuses, ou code IMDG (International Maritime Dangerous Goods Code), adopté par l'Organisation Maritime Internationale (OMI). Ce code sert de guide aux personnels chargés de la manutention et du transport des matières radioactives dans les ports et à bord des navires. Il décrit l'ensemble des dispositions à respecter en matière d'identification des emballages, de marquage, d'étiquetage, de placardage, d'arrimage, de documentation et de prévention de la pollution marine.

Les recommandations de l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA) sont adoptées au plan international et sont appliquées par la France et le Japon.

Le transport des matières radioactives

Les réglementations sont appliquées par chacune des Autorités nationales et reposent en tout premier lieu sur l'intégrité de l'emballage de transport qui garantit la sûreté durant le transport. Pour cette raison, les réglementations définissent trois types d'emballages. Les critères de conception correspondants prennent en compte la radioactivité et la forme sous laquelle la matière est transportée. Plus précisément, afin de transporter des conteneurs de résidus vitrifiés, les châteaux doivent obéir aux spécifications des emballages de type B de l'AIEA.

De plus, l'OMI a adopté, en 1993, le code INF qui recommande des mesures de sûreté strictes, dont les spécifications de conception pour les navires transportant des matières radioactives. Les navires PNTL sont conformes à la catégorie la plus exigeante de ce code dite INF 3 relative aux navires transportant des quantités importantes de matières radioactives. En fait, les navires de transport PNTL opèrent depuis 1979 selon ces règles, soit près de 15 ans avant que le code ne soit introduit.

Les organisations chargées de l'application de la réglementation

En France, la Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR), placée sous la triple tutelle des ministères en charge de l'Industrie, de l'Environnement et de la Santé, 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.

Au Japon, le ministère des Transports (JMOT) et l'Agence pour la Science et la Technologie (STA) sont responsables de l'application de la réglementation des transports.

Les caractéristiques de sûreté des navires

Les navires, qui transportent régulièrement depuis plus de 20 ans les combustibles usés du Japon vers la France et le Royaume-Uni, assurent également le transport des résidus vitrifiés. Ces navires sont conformes aux normes et aux réglementations internationales de l'OMI. Ils sont également conformes au règlement KAISA n° 520 du Ministère Japonais des Transports (JMOT).Le navire est équipé en particulier :

• d'une structure double fond et double coque permettant de minimiser les dommages et de garantir la sûreté en cas d'accident,

• de systèmes redondants de navigation, de communication, de production électrique et de refroidissement,

• d'un système de refroidissement des emballages, installé dans chaque cale,

• d'un dispositif anti-incendie complet disponible en cas d'urgence,

• d'un dispositif de secours pour la production d'électricité,

• de systèmes de navigation et de suivi par satellite.

Toutes les opérations liées au transport maritime sont conduites en conformité avec les réglementations internationales en vigueur. Un dispositif d'intervention d'urgence a été mis en place ; il couvre le monde entier et assure la disponibilité d'une équipe d'intervention et de sauvetage 24h/24.

Les caractéristiques de sûreté des emballages

Le château de transport TN 28 VT, qui rentre dans la catégorie des emballages de type B, répond à l'ensemble des critères techniques établis pour garantir la sûreté des opérations en conditions normales mais aussi en situation extrême.

L'emballage est soumis à une série de tests très contraignants permettant de vérifier sa résistance et de garantir sa sûreté. Les tests réglementaires de l'AIEA simulant les conditions accidentelles de transport, comprennent deux types d'épreuves de chute : une chute libre de 9 mètres sur une surface indéformable et une chute de 1 mètre sur un poinçon en acier. L'emballage, après avoir subi ces épreuves de chute, est soumis à un test de feu à 800° Celsius pendant 30 mn, puis à un test d'immersion. A l'issue de ces épreuves, l'emballage doit conserver la totalité de son étanchéité et ses fonctions de confinement pour que le niveau de rayonnement à l'extérieur reste dans les limites admises internationalement.

Une analyse de sûreté complète de l'emballage TN 28 VT, incluant les tests réglementaires, a montré que tous les critères de sûreté et, en particulier, l'intégrité de la structure, la tenue à la chaleur, le confinement, le blindage et le maintien en dessous du seuil de criticité étaient respectés. La sûreté de l'emballage de transport, tant en situation normale qu'en situation extrême, est ainsi assurée.

La sûreté en profondeur

Une série de barrières est utilisée pour protéger les matières nucléaires à chaque étape du transport : ce concept de protection est appelé "sûreté en profondeur". Les résidus stabilisés dans une matrice de verre sont conditionnés dans des conteneurs en acier inoxydable qui sont chargés dans des emballages de transport de 100 tonnes. Ces derniers sont à leur tour arrimés dans la cale d'un navire à double coque. Ces barrières successives rendent totalement improbable l'éventualité d'un contact direct des résidus vitrifiés avec l'eau de mer.

Même dans l'hypothèse aberrante d'une rupture en chaîne de la double coque, de l'emballage et du conteneur, mettant en contact le bloc de verre avec l'eau de mer, le taux de lixiviation de cette matière serait extrêmement faible.

Les résultats d'une étude d'impact sur l'environnement réalisée par l'Agence Japonaise pour la Science et la Technologie (Japanese Science and Technology Agency, 1995) montrent que les conséquences d'un tel scénario seraient négligeables : le taux d'exposition maximal d'un individu serait inférieur à un millième du niveau annuel du rayonnement naturel.

L'AIEA et ses états membres, ainsi qu'EURATOM pour les pays de l'Union Européenne sont particulièrement vigilants quant aux activités de lutte contre le trafic illicite et l'usage illégal des matières nucléaires.

Les règles relatives à la protection physique distinguent trois catégories de matières nucléaires. La sévérité des mesures de protection physique varie en fonction de la catégorie.

De par leur nature, les résidus vitrifiés ne sont pas classés dans la catégorie requérant les mesures les plus strictes : en effet, ils contiennent d'extrêmement faibles quantités de matières fissiles, conditionnées de telle façon qu'elles ne sont ni récupérables ni réutilisables.

Les principes de base des systèmes de protection physique ont été développés par l'AIEA (INFCIRC/225/Rev. 3, Recommandations pour la protection physique des matières nucléaires). Publiées pour la première fois en 1972, ces directives ont été révisées plusieurs fois. Elles traitent de la protection physique des matières nucléaires au cours de leur utilisation, de leur stockage et de leur transport. Leur influence sur l'élaboration des accords internationaux et des réglementations nationales a été démontrée. En matière de transport international de matières nucléaires, la mise en place de systèmes efficaces de protection physique relève de la responsabilité des états qui expédient et réceptionnent ces matières.

La circulaire INFCIRC/225/Rev. 3 fixe comme objectif aux états d'instaurer les conditions nécessaires pour une réduction maximale des risques d'enlèvement illicite de matières nucléaires ou de sabotage, et recommande que des mesures adéquates, en accord avec les réglementations nationales, soient prises pour protéger la confidentialité des informations relatives aux opérations de transport, notamment celles concernant la route et le calendrier.

La Convention sur la Protection Physique des Matières Nucléaires, entrée en vigueur en 1987, oblige les états parties à mettre en place des mesures de protection spécifiques pour les transports internationaux de matières nucléaires et définit un cadre de collaboration internationale dans le domaine de la protection physique.

PNTL se conforme aux exigences de la Convention et de la circulaire INFCIRC/225/ Rev. 3, ainsi qu'aux réglementations de sécurité édictées par le gouvernement britannique, en prenant les mesures adéquates de protection physique pour lutter contre le risque de vol, de pillage ou de tout autre enlèvement illégal de matière nucléaire.

Il est donc nécessaire de prévoir aux deux extrémités de la chaîne du transport, des installations d'entreposage intérimaire permettant le refroidissement des conteneurs. Les installations d'entreposage intérimaire françaises et japonaises sont basées sur le même concept.

En France, à AREVA NC La Hague, les conteneurs de résidus vitrifiés produits dans les deux ateliers de vitrification (R7 et T7) sont provisoirement entreposés dans un lieu de stockage tampon permettant leur refroidissement, avant transport vers les pays clients. La capacité des installations est de 400 puits contenant chacun 9 conteneurs de résidus vitrifiés. Leur transfert entre l'atelier de vitrification et les puits d'entreposage, puis entre les puits et l'emballage de transport se fait au moyen d'une hotte de transfert blindée et commandée à distance, garantissant en permanence le confinement absolu des conteneurs.

Au Japon, le programme à long terme pour la recherche, le développement et l'utilisation de l'énergie nucléaire impose un stockage intérimaire en surface des déchets vitrifiés de haute activité afin de permettre leur refroidissement pendant 30 à 50 ans avant leur stockage définitif. En conséquence, une installation pour la réception et l'entreposage de l'ensemble des conteneurs de résidus vitrifiés qui seront renvoyés de France et du Royaume-Uni a été construite à Rokkasho-Mura. La capacité initiale de cette installation d'entreposage intérimaire est de 1 440 conteneurs avec des possibilités d'extension.

Les conteneurs sont disposés dans 160 puits pouvant recevoir chacun 9 conteneurs empilés. Une gaine complémentaire garantit le confinement de chaque puits. Le refroidissement est assuré par un circuit d'air ventilé autour des gaines.

L'impact de cette installation sur l'environnement se situe très en dessous des limites autorisées.

Complément technique

Description de l'installation de stockage intérimaire de Rokkasho-Mura

Cette installation fait partie d'un site nucléaire important, situé à 55 mètres au-dessus du niveau de la mer, comprenant une usine d'enrichissement et un site de stockage définitif de déchets de faible activité. Il inclut également l'usine de traitement en cours de construction par JNFL. Les installations d'entreposage intérimaire comportent deux bâtiments :

Le bâtiment de réception des conteneurs de résidus vitrifiés

Ce bâtiment est doté de ponts pour les opérations de manutention, d'un système de ventilation, d'une installation de stockage des déchets solides, etc. Il est possible d'y entreposer temporairement un maximum de 22 emballages de transport.

Le bâtiment de stockage des conteneurs de résidus vitrifiés

Ce bâtiment est doté d'une installation d'inspection et d'une zone de stockage des conteneurs.160 puits de stockage prévus pour entreposer les conteneurs sont placés dans une zone souterraine et sont protégés par d'épais murs de béton.

Dans chaque puits, 9 conteneurs de résidus vitrifiés sont disposés verticalement et chemisés dans des gaines. Un circuit de ventilation est prévu autour de ces gaines.

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.

Le Japon a entrepris la réalisation d'un tel programme - qui comporte un certain nombre d'étapes successives - afin de concevoir et de construire le site de stockage définitif le plus appropié en termes de faisabilité technique, d'impact sur l'environnement, de considérations d'ordre économique et d'acceptation par le public.

Les études techniques se poursuivent, sous l'égide des organismes spécialisés. Les opérations de stockage définitif devraient commencer aux alentours de 2030 ou, au plus tard, au milieu de la décennie 2040.

Avant le transport

Dans l'atelier de désentreposage DRV de 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 opérations sont également vérifiées par le Bureau Véritas. Ensuite, les conteneurs sont chargés dans l'emballage de transport en présence des représentants du client.

Après le chargement, l'emballage est inspecté afin de vérifier sa conformité aux réglementations de transport : mesure du débit de dose, contamination surfacique, température de surface, etc.

Les représentants des clients sont témoins de ces diverses opérations et acceptent de manière formelle les conteneurs et l'emballage chargé. Les représentants des Autorités concernées (STA, dans le cas du Japon) assistent également à ces opérations.

Réception à l'installation de stockage intérimaire

Les compagnies japonaises d'électricité doivent mettre en place les dispositions nécessaires afin que les conteneurs de résidus vitrifiés soient conformes aux normes et réglementations permettant un entreposage sûr dans l'installation de Rokkasho-Mura. Les Autorités compétentes s'assurent que ces dispositions sont respectées.

Enfin, JNFL effectuera un contrôle des conteneurs de résidus vitrifiés garantissant ainsi une gestion efficace de son installation.

Dans le cas d'un incident sérieux, cette équipe serait dirigée vers le navire et aurait la direction des opérations d'intervention.

La résistance et l'intégrité des emballages, associées à la protection que représente le navire, signifient que l'assistance spécialisée des pays adjacents à la route ne serait pas requise, et que le navire ne serait pas nécessairement dirigé vers le port le plus proche pour demander assistance.

Si un navire PNTL sombrait, il pourrait être repéré par plus de 6 000 mètres de fond grâce à son système sonar de localisation.

Des mesures immédiates pourraient être prises pour le sauvetage du navire ou de sa cargaison en cas de naufrage. Depuis 1981, PNTL a contracté des engagements avec Smit Salvage, qui dispose de moyens spécialisés pouvant intervenir sur l'ensemble des routes maritimes empruntées par les navires.

Des exercices d'intervention d'urgence sont imposés par les réglementations internationales relatives au transport de matières radioactives et constituent une partie essentielle de la gestion des risques. Plusieurs exercices de ce type sont organisés chaque année ; ils permettent de tester le système de communication, l'efficacité de l'équipe d'intervention et de l'équipage, de même que les performances des équipements d'urgence.

Complément technique

Tous les navires PNTL sont équipés d'un système automatique de surveillance de route qui transmet toutes les deux heures au centre portuaire de Barrow la position du navire (latitude et longitude), sa route et sa vitesse. Si un message n'est pas reçu, le système de localisation d'urgence sera automatiquement déclenché, ainsi que des systèmes annexes tels que le radio-télex, le radio-téléphone et autres.

Le centre de contrôle d'urgence de Barrow possède les cartes marines des routes suivies, les plans et maquettes des navires et des emballages, plusieurs télex et lignes téléphoniques (y compris une ligne directe au siège de PNTL), un logiciel de calcul de la stabilité du navire, des moyens d'enregistrement audio et vidéo et une alimentation électrique de secours.

Dans le cas improbable d'un naufrage d'un navire PNTL, l'équipe de secours dispose d'un système sonar de recherche pour localiser le navire. Tous les navires sont pourvus d'un système de repérage par sonar et d'un système de télémétrie qui comprend quatre transpondeurs acoustiques reliés à un certain nombre de détecteurs à bord. Le système sonar peut fonctionner à des profondeurs supérieures à 6 000 m et a une portée de 20 km. Il peut transmettre à la surface :

• la profondeur et la gîte du navire,

• si le navire est déformé ou brisé,

• si les panneaux de cale sont en place,

• le niveau de radiation dans chaque cale,

• la température.

Ce dispositif est auto-alimenté par des batteries au lithium d'une durée de vie de plus de sept années.

PNTL estime que les exercices réguliers jouent un rôle majeur dans les plans d'intervention d'urgence. Le programme annuel prévoit deux exercices sur des navires au Royaume-Uni (1 au port et 1 en mer), 2 exercices au Japon, 4 exercices d'incendie, et 1 exercice de transmission de données entre le Royaume-Uni et le Japon.

Tous les exercices d'urgence impliquent le rappel du personnel compétent, spécifiquement entraîné, son transport sur le lieu de l'accident et la réalisation des actions correctives nécessaires.

Si un accident se produisait néanmoins, les préjudices subis pourraient être indemnisés en application des différents régimes de responsabilité civile existants.

Dans le cas d'un accident sans conséquence nucléaire, c'est le régime de responsabilité civile de droit commun qui serait mis en œuvre.

Dans l'hypothèse hautement improbable d'un accident ayant des conséquences nucléaires, le régime conventionnel de responsabilité civile nucléaire établi par les Conventions de Paris et de Bruxelles trouverait à s'appliquer. En vertu de ce régime, une personne subissant un dommage résultant des propriétés radioactives des matières transportées pourrait demander réparation de son préjudice sans qu'il lui soit nécessaire de démontrer l'existence d'une faute.

Ces conventions s'appliquent aux dommages subis en haute mer et introduisent un principe de couverture de la responsabilité par un système d'assurance.

Un accident nucléaire affectant le territoire d'états non parties à ces conventions, eaux territoriales comprises, serait traité selon le régime de responsabilité civile applicable au regard des règles de droit international privé.

Les industriels sont conscients du fait que les gouvernements et les populations des pays situés le long des routes maritimes doivent être informés des mesures de sûreté mises en oeuvre pour être à même de comprendre et d'apprécier les implications de ces transports.

En conséquence, les industriels considèrent qu'il est de leur responsabilité d'informer le public et d'utiliser en permanence les moyens les plus adaptés.

Des représentants de BNFL, d'AREVA NC et des compagnies japonaises d'électricité se sont rendus dans de nombreux pays pour comprendre les préoccupations de ces derniers. Au cours de ces visites, ils ont pu aborder divers aspects des transports de résidus vitrifiés avec des représentants des gouvernements et des organisations régionales ainsi qu'avec des journalistes. Un programme de visites "portes ouvertes" a également été mis en place : des représentants gouvernementaux de divers pays, des journalistes, des scientifiques et des universitaires ont été invités à visiter les installations de PNTL et les divers sites nucléaires en France, au Royaume-Uni, et au Japon.

Lors du transit par le Canal de Panama en 1998 du troisième transport de résidus vitrifiés, un groupe de journalistes et une association locale de protection de l'environnement ont été invités à visiter le Pacific Swan et ont pu rester à bord pendant une partie de la traversée du Canal. Dans le même esprit, le Pacific Sandpiper a fait escale en 1998 à Cape Town et à Durban (Afrique du Sud), pour une mission d'information visant à mieux faire comprendre la sûreté des transports de matières nucléaires entre l'Europe et le Japon. Dans chacun de ces deux ports, le navire, transportant des emballages vides, a été ouvert aux médias, représentants gouvernementaux, universitaires et au public (plus de 2 500 personnes). Les visiteurs ont pu aborder les différents aspects des opérations de transport de PNTL avec l'équipage du navire et les autres membres du personnel.

Par ailleurs, des journées portes ouvertes se tiennent régulièrement à Barrow (Royaume-Uni) afin de permettre au public de visiter les navires PNTL et de rencontrer l'équipage et le personnel.

Plusieurs moyens d'information (brochures, vidéos et autres supports) ont été réalisés et distribués au public. Ces informations sont également disponibles sur les sites Internet de BNFL et AREVA NC.