Bilan des études et recherches sur l'entreposage
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5- Recensement <strong>des</strong> besoins en entreposage<br />
<strong>Bilan</strong> <strong>des</strong> étu<strong>des</strong> <strong>et</strong> <strong>recherches</strong> <strong>sur</strong> <strong>l'entreposage</strong> - Déch<strong>et</strong>s<br />
radioactifs de haute activité <strong>et</strong> de moyenne activité à vie longue<br />
C.RP.ADPG.13.0001.B<br />
En fonctionnement normal, la conception <strong>et</strong> les dispositions d’exploitation doivent conduire<br />
à <strong>des</strong> expositions aux rayonnements aussi faibles que raisonnablement possible 134 <strong>et</strong> en tout<br />
état de cause inférieures à la contrainte r<strong>et</strong>enue 135 .<br />
En cas d’incident, l’exposition du personnel doit rester inférieure à la limite fixée par la<br />
réglementation qui est de 20 mSv (décr<strong>et</strong> n° 2003-296 du 31 mars 2003) <strong>et</strong> celle du public<br />
à 1 mSv (décr<strong>et</strong> n° 2002-460 du 4 avril 2002).<br />
En cas d’accident pris en compte dans le dimensionnement <strong>des</strong> installations, les risques<br />
d’expositions à <strong>des</strong> rayonnements ionisants ou à <strong>des</strong> rej<strong>et</strong>s radioactifs ne doivent pas être<br />
inacceptables pour le public <strong>et</strong> l’environnement.<br />
Les risques précédents prennent en compte l’exposition externe provoquée par les différents<br />
types de rayonnements reçus directement, par diffusion ou par eff<strong>et</strong> de ciel 136 , ainsi que<br />
l’exposition interne provoquée par inhalation.<br />
Les conséquences radiologiques en cas d’accident doivent être d’autant plus faibles que la<br />
probabilité d’occurrence de c<strong>et</strong> accident est élevée. La limitation <strong>des</strong> conséquences<br />
radiologiques <strong>des</strong> accidents doit résulter d’une démarche de réduction effective du risque.<br />
Par ailleurs, les scénarios accidentels (dits « hors dimensionnement ») devront être identifiés<br />
dans le cadre de l’élaboration du plan d’urgence interne de l’installation : PUI.<br />
5.3.2.1 Fonctions de sûr<strong>et</strong>é<br />
Pour atteindre les objectifs précédents, plusieurs fonctions de sûr<strong>et</strong>é sont conférées aux<br />
installations d’entreposage.<br />
Confinement <strong>des</strong> substances radioactives <strong>et</strong> toxiques<br />
Le confinement <strong>des</strong> substances radioactives <strong>et</strong> toxiques consiste à limiter leur dissémination.<br />
C<strong>et</strong>te fonction est as<strong>sur</strong>ée par l’interposition de systèmes ad hoc entre les substances<br />
radioactives <strong>et</strong> les locaux ou l’environnement. Un premier système as<strong>sur</strong>e le confinement en<br />
fonctionnement normal au plus près de la substance radioactive. Il contribue au maintien de<br />
la propr<strong>et</strong>é radiologique <strong>des</strong> locaux. D’autres systèmes de confinement peuvent compléter le<br />
premier système lors de situations incidentelles ou accidentelles, afin de maîtriser les rej<strong>et</strong>s<br />
vers l’environnement.<br />
Un système de confinement peut comporter une composante statique <strong>et</strong> une composante<br />
dynamique.<br />
Une composante statique est généralement constituée par <strong>des</strong> enveloppes (emballages,<br />
colis, équipements, parois <strong>des</strong> locaux…) qui constituent <strong>des</strong> barrières à la migration <strong>des</strong><br />
radionucléi<strong>des</strong>, quelles que soient les conditions extérieures en fonctionnement normal ou<br />
incidentel.<br />
En règle générale, les colis de déch<strong>et</strong>s entreposés contribuent au confinement statique <strong>des</strong><br />
substances radioactives 137 .<br />
134<br />
135<br />
136<br />
137<br />
Principe “ALARA” (as low as reasonably achievable).<br />
L’Andra r<strong>et</strong>ient une contrainte de 0,25 mSv.an -1 pour les personnes du public restant à la limite <strong>des</strong> installations,<br />
5 mSv.an -1 pour le personnel travaillant en zone nucléaire <strong>et</strong> 0,25 mSv.an -1 pour le personnel travaillant hors<br />
zone nucléaire. Dans les étu<strong>des</strong> présentées aux chapitres 6 <strong>et</strong> 7, les équipements de protection ont été<br />
prédimensionnés <strong>sur</strong> la base d’un débit de dose horaire de 3 µSv.h -1 à 30 centimètres dans les zones nucléaires<br />
avec présence permanente d’opérateurs (1 500 h.an -1 ).<br />
Lorsqu’une source d’irradiation n’est pas couverte par un écran de radioprotection, les rayonnements qu’elle<br />
ém<strong>et</strong> interagissent avec l’air atmosphérique situé au-<strong>des</strong>sus <strong>et</strong> créent un rayonnement diffus qui est source<br />
d’irradiation indirecte.<br />
Dans les étu<strong>des</strong> présentées aux chapitres 6 <strong>et</strong> 7, on considère une contamination <strong>sur</strong>facique externe maximale<br />
<strong>des</strong> colis de 4 Bq.cm -2 (β <strong>et</strong> γ) <strong>et</strong> 0,4 Bq.cm -2 (α) en fonctionnement normal.<br />
AGENCE NATIONALE POUR LA GESTION DES DECHETS RADIOACTIFS 165/328