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AECL-781 1
ATOMIC ENERGY £ 2 ^ L'ENERGIE ATOMIQUEOF CANADA LIMITED T ^ J T DU CANADA, LIMITEE
THE CANADIAN NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
1983 ANNUAL REPORT
by
R. S. Dixon and E. L. J. Rosinger
Whiteshell Nuclear Research Etablissement de recherchesEstablishment nucleaires de Whiteshell
Pinawa, Manitoba ROE 1 LOApril 1984 avril
ATOMIC ENERGY OF CANADA LIMITED
THE CANADIAN NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
1983 ANNUAL REPORT
by
R.S. Dixon and E.L.J. Rosinger
Whiteshell Nuclear Research EstablishmentPinawa, Manitoba ROE 1L0
1984 AprilAECL-7811
RAPPORT ANNUEL 1983 SUR LE
PROGRAMME CANADIEN DE GESTION DES DÉCHETS DE COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE
par
R.S. Dixon et E.L.J. Rosinger
RÉSUMÉ
Le présent rapport, le cinquième de la série des rapports annuels,
examine les progrès faits dans le programme de recherche et de développement
pour la gestion et l'évacuation en toute sécurité des déchets de combustible
nucléaire du Canada. Le rapport donne un résumé des activités qui ont eu
lieu, au cours de l'année écoulée, dans les domaines suivants:
- communication ft relations avec le public,
- stockage et transport du combustible irradié,
- immobilisation du combustible irradié et des déchets de recy-
clage du combustible,
- recherches géoscientifiques se rapportant à l'évacuation souter-
raine à grande profondeur,
- recherches sur l'environnement,
- évaluation de l'environnement et de la sûreté.
L'Énergie Ator-.ique du Canada, LimitéeÉtablissement de recherches nucléaires de Whiteshell
Pinawa, Manitoba ROE 1LÜ1984 &< ;••;."
Ce rapport existe en français AECL-7811sous le numéro AECL-7811F
THE CANADIAN NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
1983 ANNUAL REPORT
by
R.S. Dixon and E.L.J. Rosinger
ABSTRACT
This report, the fifth of a series of annual reports, reviews the
progress that has been made in the research and development program for the
safe management and disposal of Canada's nuclear fuel waste. The report
summarizes activities over the past year in the following areas:
- public interaction,
- used fuel storage and transportation,
- immobilization of used fuel and fuel recycle waste,
- geoscience research related to deep underground disposal,
- environmental research, and
- environmental and safety assessment.
Atomic Energy of Canada LimitedWhiteshell Nuclear Research Establishment
Pinawa, Manitoba ROE 1L01984 April
AECL-76H
ACKNOWLEDGEMENT
The 3'thors wish to acknowledge the contributions of the many
participants in the Nuclear Fuel Waste Management Program and their support
and cooperation in providing information and assistance during the
preparation of this report.
CONTENTS
Page
1. INTRODUCTION
2. BACKGROUND 2
2.1 PROGRAM OBJECTIVES 22.2 PROGRAM COMPONENTS 32.3 PROGRAM APPROACH 42.4 PARTICIPANTS AND FUNDING 62.5 REVIEWS OF THE PROGRAM 7
3. PUBLIC INTERACTION 8
4. STORAGE AND TRANSPORTATION OF USED FUEL 12
4.1 USED FUEL STORAGE 12
4.1.1 Wet Storage 12
4.1.2 Dry Storage 13
4.2 USED FUEL TRANSPORTATION 15
4.3 INTEGRATED FUEL MANAGEMENT 17
5. FUEL WASTE IMMOBILIZATION 19
5.1 FUEL ISOLATION 19
5.1.1 Container Development and Materials Evaluation 19
5.1.2 Used Fuel Characterization 25
5.2 WASTE IMMOBILIZATION 27
5.2.1 High-Level Waste 27
5.2.2 Low- and Medium-Level Wastes 31
5.2.3 Gaseous Radionuclides 31
5.3 DISPOSAL VAULT SEALING 33
5.3.1 Buffer Development 33
5.3.2 Backfill Development 375.3.3 Buffer and Backfill Engineering 385.3.4 Grouting, Shaft Sealing and Borehole Plugging 39
5.4 THE IMMOBILIZED FUEL TEST FACILITY 39
CONTENTS (continued)
Page
6. GEOSCIENCE RESEARCH 41
6.1 FIELD RESEARCH 41
6.1.1 Atikokan Research Area 436.1.2 East Bull Lake Research Area 476.1.3 Chalk River Research Area 486.1.4 General Field Studies 53
6.2 UNDERGROUND RESEARCH LABORATORY 54
6.2.1 Site Evaluation 566.2.2 Hydrogeological Modelling 606.2.3 URL Facilities Development b36.2.4 Underground Experiments 65
6.3 GEOMECHANICAL MODELLING AND ENGINEERING STUDIES 65
6.3.1 Geomechanical Modelling 656.3.2 Engineering Studies 676.3.3 Long Borehole Emplacement Study 71
6.4 GEOSPHERE MODELS 72
6.5 GEOCHEMISTRY AND APPLIED CHEMISTRY 73
6.5.1 Groundwater-Rock Interactions 74
6.5.2 Waste-Rock Interactions 75
6.5.3 Natural Analogues 73
7. ENVIRONMENTAL RESEARCd 79
7.1 ENVIRONMENTAL FLUID DYNAMICS 79
7.1.1 Groundwater Discharge 79
7.1.2 Dispersion in Groundwater 817.1.3 Surface-to-Atmosphere Transport 81
7.2 ENVIRONMENTAL CHEMISTRY 827.3 ENVIRONMENTAL BIOLOGY 847.4 ASSESSMENT MODELS AND PARAMETERS 86
3. ENVIRONMENTAL AND SAFETY ASSESSMENT 87
8.1 PRE-CLOSURE ASSESSMENT 878.2 POST-CLOSURE ASSESSMENT 90
CONTENTS (continued)
Page
8.2.1 SYVAC Development8.2.2 Preliminary Results of the Second Post-
Closure Assessment8.2.3 Application of SYVAC to Other Assessments8.2.4 Software Quality Assurance for SYVAC8.2.5 Sensitivity Analysis
9. SUMMARY AND CONCLUSIONS
10. REFERENCES
90
96
100102103
104
109
APPENDIX A CANADA-ONTARIO JOINT STATEMENT ON THE NUCLEARFUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM 129
APPENDIX B MEMBERS OF THE TECHNICAL ADVISORY COMMITTEEAND THEIR NOMINATING SOCIETIES 137
APPENDIX C SUMMiVRY OF THE FOURTH ANNUAL REPORT OF THETECHNICAL ADVISORY COMMITTEE ON M S NUCLEARFUEL VASTE MANAGEMENT PROGRAM 139
1. INTRODUCTION
Canada's radioactive waste management activities include research
programs pertaining to
- highly radioactive nuclear f.iel waste,
- low— and intermediate—level wastes, and
- uranium mine and mill tailings.
Research and development pertaining to highly radioactive nuclear
fuel waste, which is the subject of this report, are performed within the
Canadian Nuclear Fuel Waste Management Program. ' The program invol-.es
research and development of technologies for interim storage,
transportation, immobilization, and subsequent disposal of nuclear fuel
waste deep in stable plutonic rock within the Canadian Shield. The term+ *
"fuel waste'r is taken to mean both used fuel discharged from CANDU
reactors and the radioactive waste that would result from recycling of the
fuel, should this be implemented in the future.
In 1978 June, the governments of Canada and Ontario announced an
agreement to cooperate in the development of technologies for the safe
management and permanent disposal of Canada's nuclear fuel waste . Since
1973, the program has grown to become truly national, with participation
from federal and provincial government departments, from industry, and from
the academic community.
In 1981 April, the Canadian government approved a ten-year generic
+ Also called irradiated or spent fuel•
* Canada's natural-uraniura-fuelled, heavy-water-moderated and cooled
reactor (CANada Deuterium Uranium).
-2-
research and development program on nuclear fuel waste management. During
this ten-year concept assessment phase, 1981-1990, the program is expected
to provide the data necessary to assess the concept of deep underground
disposal. The process by which the concept will be evaluated was defined
in a Canada-Ontario joint statement, issued in 1931 August (Appendix A).
Research and development on low- and intermediate-level wastes
continue to be carried out by provincial utilities in cooperation with
Atomic Energy of Canada Limited (AECL)^5~7). In 1982, the federal
government established a Low-Level Radioactive Waste Management Office( 8 )within AECL . This office will ensure that the federal government's
ultimate responsibility for low-level radioactive waste is discharged in a
timely and economic manner. Initiatives pertaining to mine and mill
tailings were also announced by the federal government in 1982V .
Tailings research is being carried out by the CANMET laboratories of
Energy, Mines and Resources Canada , in cooperation with industry and
the uranium-producing provinces. Research activities pertaining to low-
and inte.-mediate-level wastes and uranium mine and mill tailings are,
however, outside the scope of this report.
The development of the Canadian duclear Fuel Waste Management Program
to 1982 December has been described in a series of annual progress reports
This document, the fifth annual report, reviews progress during
1933 and references the more detailed sources of information.
2. BACKGROUND
2.1 PROGRAM OBJECTIVE
The overall objective of the Canadian Nuclear Fuel Waste Management
Program is to ensure that there will be no significant adverse effect on
-3-
man or the environment from nuclear fuel waste at any time. The objective
incorporates two basic principles:
Safety - the management of radioactive waste so that trie hazards are
negligible.
Responsibility - the management of radioactive waste so as to
minimize or eliminate the involvement and concern of present and
future generations.
To achieve the program objective, it is proposed that the suitably
immobilized fuel waste be epipjaced deep underground in a stable geological
medium. This concept has received wide support from the world's scientific
and engineering communities.
2.2 PROGRAM COMPONENTS
The program for the management of nuclear fuel waste has four major
components:
interim storage of used fuel,
transportation of used fuel,
- immobilization of used fuel and fuel recycle waste prior to
disposal, and
permanent disposal of the immobilized waste.
Responsibilities for the program components are defined in the
Canada/Ontario Nuclear Fuel Waste Management agreement - Under this
agreement, responsibility for the development of technologies for interim
storage and transportation of used fuel rests with the provincially owned
utility Ontario Hydro, while the coordination and management of the
-4-
research and development program on immobilization of fuel waste and its
safe disposal are the responsibility of the federal Crown Corporation
Atomic Energy of Canada Limited.
While progress in all four components of the program is described
here, the large number of studies involved precludes detailed discussion of
every aspect of the program. Emphasis is placed on studies involving the
immobilization of fuel waste and its disposal, and the environmental and
safety assessment of the disposal concept.
2.3 PROGRAM APPROACH
Current CANDU reactors operate on a natural-uranium, once-through
fuel cycle, i.e., the fissile material in the used fuel is not recycled.
However, technologies are being developed for the immobilization of both
used fuel and fuel recycle waste so that options are kept open for the
disposal of either waste form. Current used fuel storage methods are
adequate for decades, and additional interim storage can readily be
provided at the read
ne^r-term requirement.
provided at the reactor sites • Thus, commtrcial disposal is not a
In the Canadian Nuclear Fuel Waste Management Program, the approach
has been to identify the most attractive disposal concept for Canada, and
to concentrate available resources on its development. Thus, the emphasis
of the program is on the study of stable, plutonic rr>ck within the Canadian
Shield. However, some effort is also being devoted to an examination of
alternatives, such as bedded salt, clays or shales, anc the subseabed. By
contributing to, and participating in, the worldwide exchange c;
information on nuclear waste management, Canada retains the option of
considering disposal in other geological media, should plutonic rock prove
to be unsuitable. Canada has cooperative agreements with the United States
of America, the Commission of the European Communities, and Sweden.
-5-
These agreements provide for the exchange of data and other information on
nuclear waste management, and encourage cooperation in areas of mutual
interest.
The objective of the ten-year generic research and development phase
of the Canadian program is to assess the basic safety and environmental
aspects of the concept of isolating immobilized fuel waste by deep
underground disposal in plutonic rock. Laboratory and field studies
provide data that will be used to assess the effectiveness of various
natural and engineered barriers in minimizing or preventing the movement of
radionuclides. Development of the methodology to make such an assessment
is a vital part of the program.
During the later stages of the generic research and development
phase, a formal environmental and safety assessment of the disposal concept
will be presented to regulatory and environmental agencies for thorough
review and evaluation. In 1981 August, the governments of Canada and
Ontario issued a statement describing the process, the roles and
responsibilities of the environmental and regulatory agencies, and the
involvement of the public • The full statement is given in Appendix A.
In summary, the evaluation process will involve
- a regulatory and environmental review,
- a full public hearing, and
- a decision by the two governments on the acceptability of the
concept.
In the regulatory and environmental review, the A.tomic Energy Control
Board (AECB) will act as the lead agency, assisted by Environment Canada
and the Ontario Ministry of the Environment. These three agencies form the(4)
Interagency Review Committee reported in the 1981 August statementv . The
public hearing will be held under the auspices of the federal government.
The decision by governments on the acceptability of the disposal concept
will be based ou 'commendations arising from the regulatory and
environmental review and the public hearing.
-6-
It is expected that the research and development will generate
sufficient information by the late 1980s to allow the formal review and
evaluation process to begin. The evaluation process will provide r
opportunity for public input through comments on concept assessment
documentation and participation in submissions and hearings.
The federal government has stated that no disposal site selection
will be undertaken until the concept has been evaluated and accepted.
Allocation of responsibility for the selection of a disposal site and its
subsequent operation need not, therefore, be made until after concept
acceptance. It is expected that a full-scale commercial vault for
disposal of nuclear fuel waste would ba preceded by a demonstration vault,
which would operate for some years before a commercial vault is built.
Proposals for the various stages of licensing of a disposal facility would
be submitted to the AECB, as required by the Atomic Energy Control Act.
The province in which a disposal facility is located would ensure that it
met provincial criteria for health, safety, and environmental impacts.
Public knowledge, understanding and acceptance are important to the
success of the program, and considerable emphasis is placed on providing
full and open public information on the progress of the program. A
committee, composed of representatives from Energy, Mines and Resources
Canada, the Ontario Ministry of Energy, Ontario Hydro, and AECL,
coordinates those activities that interface with the public.
2.4 PARTICIPANTS AND FUNDING
To ensure that sufficient technical expertise is available within the
program, AECL has actively encouraged the participation of Canada's
scientific and engineering community. Several government departments and
agencies, hrivate industry and consultants are working with AECL in the
program. In addition, faculty members of several Canadian universities
have research contracts covering a wids range of topics. The
administrative structure, main research and development components,
participating organizations and international cooperation are described in
more detail in the program guide^
Funding for the immobilization and disposal aspects of the program is
provided by the federal government, which continues to endorse the program.
Over the ten-year period 1981-1990, the federal governmant has approved an
average annual funding of approximately $29 million (1981$) for generic
research and development. Ontario Hydro allocated $1 million in 1983 for
technical assistance in the immobilization and disposal components of the
program, in addition to directing and funding the storage and transport-
ation components.
2.5 REVIEWS OF THE PROGRAM
An independent Technical Advisory Committee, established in 1979,
provides an ongoing scientific review of the program. The Committee
advises AECL on the extent and quality of the program, and interprets and
evaluates it for the scientific and technical community and the general
public. The membership of the Committee, given in Appendix B, is drawn
from candidates nominated by professional societies throughout Canada, thus
ensuring its independent status.
The Technical Advisory Committee has issued four annual reports
, which are available to the public. The summary from the fourth
annual report, published in 1983 July, is given in Appendix C. In the
report, the Committee reaffirms its endorsement of the concept of nuclear
waste disposal deep in a geological medium and Canada's emphasis on
plutonic rock in the Canadian Shield. The Committee also makes valuable
criticisms, suggestions and recommendations related to various components
of the program.
-a-
Program Documents provide detailed research plans for all the program
components " . Rapid dissemination of the results of the research
is provided through the Technical Record (TR-) series of reports and by
presentations at appropriate conferences, workshops and symposia. A
thorough description of the research is published in the AECL series of
reports and in recognized scientific journals. Reviews of the scope and
progress of the program are presented at information meetings, held twice a
year ' . A listing of all waste management publications is published
periodically < 3 4 > 3 5 ) .
In the late 1980s, the regulatory and environmental review of the
concept (see section 2.3) will take into account comments from various
government departments, the universities, special interest groups and the
general public, in addition to those from the Technical Advisory Committee.
This will assist the AJSCB in discharging its responsibility of ensuring
that the disposal concept is thoroughly evaluated.
3. PUBLIC INTERACTION
AECL recognizes that the disposal of nuclear fuel waste will not be
implemented without public acceptance based on knowledge and understanding.
Therefore, AECL is committed to full and open communication with the
public, elected officials and the technical community on all aspects of the
research and development program.
Public interaction activities are concentrated mainly in Ontario and
Manitoba, since these provinces include those portions of the Canadian
Shield where field studies are taking place. The activities are directed
from the Whiteshell Nuclear Research Kstablishment (WNRE), and information
officers are stationed in Toronto and Thunder Bay.
-9-
In the past, the public had been concerned with the lack of
definition of the process by which the evaluation of the disposal concept(4)
would be undertaken. The joint Ontario-Canada statement of 1981 August
clearly defined this process and established that, in addition to a
technical review, a public hearing will be held before the governments
decide on the acceptability of the concept.
Information on various aspects of the waste management program is
provided through a variety of printed and audio-visual materials. In 1933,
approximately 431,000 television and 22,000 live-audience viewers saw the
new waste management film "Nuclear Fuel Waste Management: Planning for
Tomorrow", and a teachers' guide to the film was developed. A new brochure
and poster describing the Underground Research Laboratory (see section 6.2)
were produced, and the nuclear fuel waste management pamphlets and
radiation booklet were reprinted, with updated Information as required.
The waste management displays, which have been revised to reflect changes
in program emphasis and scheduling, were placed in 26 locations during the
year. The Energy Column, written by David Foster of Energy Pathways, an
Ottawa-based environmental and energy consulting company, appeared in about
80 community newspapers.
Individual briefings were held for municipal officials in regions
near field research areas. Briefings were also g'-'en to Dr. Gary Gurbin
(MP for Bruce-Grey and Progressive Conservative energy critic), Ray Skelly
(MP for Comox-Powell River aid NDP environment critic), and officials of
government ministries in Brir.ish Columbia and Alberta. As part of a
Canadian Nuclear Association submission, AECL provided information on the
Nuclear Fuel Waste Management Program to tne McCleave Commission of Inquiry
into uranium i .If.ing in Nova Scotia.
Liaison with the media continued in an effort to provide accurate
coverage of progress in the Nuclear Fuel Waste Management Program. Good
media coverage surrounded the announcement of the start of construction of
-10-
the Underground Research Laboratory (URL) near Lac du Bonnet, Manitoba. A
crew from TV Ontario is making a series of energy films, including a
sequence on nuclear fuel waste management, for non-science university
audiences in Ontario.
The public interi tion program provides an opportunity for feedback
from residents near field research areas. The start of construction of the
URL during the past year caused little adverse public reaction. Follow-up
briefings were given to municipal and other officials from various parts of
Manitoba.
Acceptance by the community of Atikokan of the 10-year, $10 million
regional hydrogeological Flow System Study was an important event in the
past year in northwestern Ontario. The announcement of the Flow System
Study involved media briefings, a newsletter, a briefing of the municipal
council, a public meeting, and interaction with individuals in the area.
Widespread support for the study was found, with some opposition from the
Atikokan Citizens Nuclear Waste Information Committee.
Public interaction at the Overflow Bay research area was minimal,
since no work was done at the site during the year. Following the
discovery of gold deposits on the southern edge of the research area, a
large part of the area previously withdrawn from staking was relinquished
by AECL and re-opened for staking.
Drilling commenced at the East Bull Lake research area without major
public objections. Efforts continued throughout the year to explain the
difference between AECL's current research program and the eventual site
selection phase for a nuclear fuel waste disposal vault. Following the
start of deep drilling at East Bull Lake, the Massey town council visited
the site and expressed considerable interest in the work.
-11-
As part of a continuous monitoring of public attitudes toward the
Nuclear Fuel Waste Management Program, AECL participated in the 1983
February and 1983 October Gallup Ontario Omnibus Surveys '
Generally, there has been a gradual increase in the proportion of Ontario
residents who feel they have some knowledge about the program. In 1983
October, just over half (53%) of Ontario respondents considered themselves
knowledgeable about the program. Awareness of the program continues to be
higher in Northern Ontario than in other parts of the province.
The results of the surveys show public confidence in, and potential
support for, the research program. However, attitudes toward possible
siting are less supportive. Few respondents (less than 10%) would consider
a waste disposal facility 20 miles from their community to be acceptable.
This is symptomatic of the "not-in-my-backyard (M1MPY) syndrome", which
could be a serious impediment to the future siting of a disposal
facility(38).
A contract was issued to Energy Pathways to study and define the
broad social issues surrounding the Nuclear Fuel Waste Management Program.
The results of the study will be made available to interested groups
wishing to enter into discussions with AECL prior to the public hearings on
the concept assessment. Initial meetings have been held with the
Association of Municipalities of Ontario and the Task Force on Churches and
Corporate Responsibility. The aim of these meetings is to identify the
concerns of public interest groups, and to provide information leading to a
better understanding of waste-disposal technology.
To coordinate and facilitate public interaction programs related to
various aspects of waste management, a communications coordinating
committee has been formed, with membership from Ontario Hydro, the
Low-Level Radioactive Waste Management Office and AECL Waste Management
Public Affairs.
-12-
4. STORAGE AND TRANSPORTATION OF USED FUEL
4.1 USED FUEL STORAGE
Experience with wet and dry storage of used CANDU fuel over the
past 20 years provides confidence that interim storage is practicable for(39)
at least 50 years
4.1.1 Wet Storage
Used CANDU fuel continues to be stored safely and economically in
water-tilled concrete storage bays at the nuclear generating stations. The
current installed nuclear generating capacity in Canada is about 7500 MWe.
At the end of 1983, about 300 000 used fuel bundles (weighing approximately
7000 Mg) were in storage, after producing about 290 billion kWh of
electricity. Based on the expected rates of production of used fuel in
Ontario, an additional storage bay will be required in the mid-1990s at
each of the Pickering A, Pickering B, and Bruce A nuclear generating
stations. The most economical option for Pickering appears to be a
facility shared between the Pickering A and B Stations
A program is being implemented to maximize the storage capacity
of the Pickering A auxiliary bay. Used fuel is being transferred from the
current basket storage system to a higher density module system, which will
result in a 50 percent increase in capacity of the auxiliary bay.
Installation and commissioning of the transfer equipment are now complete.
A review of water chemistry control in the storage bays
t good control has been maintained at all :
integrity of the fuel cladding has not been impaired
shows that good control has been maintained at all stations, and that the(41)
-13-
A finite-element heat-transfer computer code has been developed
by consultants to analyze the consequences of a hypothetical loss of
cooling water from a fuel storage bay. The code can also analyze a variety
of conductive and convective heat-transport conditions in various dry
storage configurations.
A revised draft standard (CSA N292.2) on Waterpooi Storage of
Irradiated CANDU Fuel has been completed and submitted to the Technical
Review Committee on Radioactive Waste Management of the Canadian Standards
Association.
4.1.2 Pry Storage
After used fuel has been stored for a few years in water-filled
bays, its heat production decreases sufficiently to permit dry storage with
passive cooling. Studies are being conducted on the feasibility and
economics of two dry storage systems - convection vaults and concrete
canisters.
The conceptual design of a dry storage convection vault involves
an array of vertical tubes containing the used fuel bundles in an(42)
above-ground concrete structure • Cooling is provided by natural air
convection. A preliminary thermal analysis of various configurations
indicates that the maximum fuel cladding temperature will lot exceed 165 C,
which is well within the temperature limit of 200 C considered safe for the
long-term integrity of fuel cladding in a dry environment.
The economics of storing used fuel in concrete canisters ware
compared to the costs of providing additional water-filled bays at the(43)
nuclear generating sites v . Square and cylindrical concrete canisters,
containing 800 fuel bundles, were evaluated. Significant savings were
predicted for concrete canister storage at the Bruce and Darlington sites,
-14-
where the additional storage reqirements are large.
Three experiments, jointly funded by Ontario Hydro and AECL, are
underway to assess the long-term durability of used fuel during dry storage
in concrete canisters. A fourth experiment at CRNL on the susceptibility
of used fuel cladding to stress corrosion cracking and metal-vapour
embrittlement is funded jointly by the U.S. Electric Power Research
institute (EPRI), AECL and Ontario Hydro. The four experiments are
summarized in Table 1.
TABLE 1
DRY STORAGE EXPERIMENTS
Experiment
ERB
CEX-1
CEX-2
Susceptibility ofirradiated zircaloy
fuel cladding tostress corrosioncracking and metal-vapour embrittleraent
Medium
Air
Air
Moist Air
Iodine
Temperature
Fluctuates withoutside temperature
150°C
150°C
100-300°C
No. of Bundles(and Reactor)
2 (Pickering)
k (Pickering)4 (Bruce)
4 (Pickering)4 (Bruce)
-15-
In the Easily Retrievable Basket (ERB) experiment,
non-destructive and destructive tests on two used fuel bundles from
Pickering indicate no significant deterioration of the bundles after 3.5
years of storage. The fuel bundles have now been stored for a total of 5
years with no sign of radioactivity release. The used fuel bundles stored
in dry air at 150°c (CEX-1) show no radioactivity release after 3 years of
storage. The used fuel bundles stored under moist conditions at 150 C
(CEX-2) show no radioactivity release after 2 years of storage.
Preliminary results froji the experiment on the susceptibility of used fuel
cladding to stress corrosion cracking and metal-vapor embrittlement
indicate that irradiated cladding is more susceptible than non-irradiated
cladding.
4.2 USED FUEL TRANSPORTATION
Under the terms of the Canada-Ontario joint statement of 1978
^ , Ontario Hydro is responsible for developing the technology for
large-scale transportation of used fuel. The goal is to design, construct
and license a full-size road cask for transportation of used fuel by 1988.
A reference cask concept design (Figure 1) has been selected
from several alternatives, after analyzing their responses to various(44)
accident conditions . These include an engulfing fire for 0.5 h at
800 C, a nine-metre drop onto an unyielding surface, and a one-metre drop
onto a steel pin, as specified by IAEA regulations. The reference design
includes a two-module (192-bundle) payload, rectangular geometry, and
monolithic stainless-steel wall construction. The estimated gross weight
is 37 tonnes, 30 the cask could be transported by road without restriction
or special permit. The cask is designed to carry 10-year cooled fuel, but
it is also capable of transporting fuel ~*it has been cooled for shorter
periods.
IMPACT LIMITER
LID BOLTS
LID
FUEL MODULE
EVAC. OUTLET
LID SEAL
CASK
LIFTINGTRUNNION
APPROXIMATE SIZE
HEIGHT: 2.1 mLENGTH: 1.85 mWIDTH: 1.5 in
FIGURE 1: Reference Road Cask for Transportation of Used CANDU Fuel
-17-
Vibration and impact tests on unirradiated hydrided fuel bundles
and on a fuel module, and a theoretical vibration analysis of used fuel(45)
during transportation, have been carried out • The results show that a
two-module arrangement of fuel bundles in a simple tied-rf'jwn cask has9
acceptable vibration characteristics.
Since some air will be present inside the cask during
transportation, fuel temperatures must be maintained below 200 C to prevent
excessive oxidation of the UG., fuel, which could occur if minor defects
were present in the fuel cladding- A theoretical analysis of the heat
dissipation for several cask designs indicates that fuel temperatures will
not exceed 200 C. The heat dissipation is not strongly influenced by cask
geometry, wall construction or the presence of fins, but it is sensitive to
impact liraiter design, internal clearance between the cask wall and the
fuel bundles, and the cask cavity coolant (nitrogen, helium, or an
air/steam mixture). The regulatory limits for radioactivity release from
the cask can be met using a simple bolted single-lid closure with an
elastomeric seal.
4.3 INTEGRATED FUEL MANAGEMENT
Preliminary economic and technical evaluations of the
use of concrete casks in an integrated used fuel management system for
storage, transportation and disposal, have shown sufficient promise to
justify a study of concrete materials and cask designs. The integrated
concrete cask concept will not be assessed to the same level of technical
detail as the metal containers (see section 5.1.1) during the concept
assessment phase of the program. However, if the technical evaluation
indicates that the integrated cask concept has merit, it may be presented
as an alternative during the regulatory review process and evaluated in
more detail in the future.
-18-
A high-density, high-strength, low-permeability, and low-pH
concrete that meets the relevant performance criteria is required. Various
cements, admixtures, supplementary cementing materials, aggregates and
fabrication methods are being investigated, as is the feasibility of adding
fibres to the concrete to improve fracture toughness. A high-density
concrete containing specularite and magnetite aggregates will be used as a
standard in the evaluation. A promising sulphate-resistant silica fume
cement has been produced using normal curing conditions. This, cement has
high strength, low permeability, low porosity, and small pore size.
Based on resistance to static type loading, a cylindrical
geometry is recommended for the reference cask design. A cylindrical cask
is capable of withstanding a hydrostatic pressure of 10 MPa (the maximum
pressure expected in a disposal vault) and the lithostatic pressure can be
accommodated by non-structural measures, such as the use of compressible
material around the cask. The cask would have a wall thickness of 0.5 m
and an inner steel liner.
The cask would contain 192 used fuel bundles in two fuel-storage
modules (to minimize fuel handling) or a hexagonal fuel basket (to maximize
packing density). Based on preliminary calculations, the thermal effects
from heat outputs up to 5 kW can be accommodated. Thus, the cask could
hold recently discharged fuel, for example, three-year-old fuel generating
14 W per bundle (2.7 kW total).
An integrated used fuel management system based on a metal
canister or cask is also being investigated. Two concepts are being
considered. The first is a thick-walled cask (typically 50 mm wall
thickness) capable of withstanding a hydrostatic pressure of 10 HPa. The
second is a simple thin—wall canister which could be inserted into an
overpack for transportation or disposal. The canister/cask would contain a
multiple of 96 fuel bundles, and several packing geometries (including(48 49)
bundle disassembly) are being considered '
-19-
5. FUEL WASTE IMMOBILIZATION
Immobilization research and development is concerned with the
man-iuade components of the nuclear fuel waste disposal system. The
research includes the characterization of used fuel and immobilized fuel
recycle waste, development of durable containers for used fuel and
immobilized fuel recycle waste, and development of the backfill and sealing
for a nuclear fuel waste disposal vault.
5.1 FUEL ISOLATION
Fuel isolation studies involve the development of durable
containment for the disposal of intact used fuel bundles, and the
characterization of used fuel as a waste form ' . Studies are
concentrating on cylindrical containers employing a high-integrity
corrosion-resistant metallic shell to isolate the fuel during its high
toxicity phase. Additional studies of containment systems that could offer
substantially longer isolation, using materials such as ceramics, are also
being conducted. The used fuel is resistant to dissolution under
chemically reducing conditions and appears to be a viable waste form for
'Isposal.
5.1.1 Container Development and Materials Evaluation
Several container designs are being studied ^ ' . The
simplest, the "stressed-shell" design, has a shell of sufficient thickness
to withstand the hydrostatic pressure in a flooded vault. Others, called
"supported-shell" designs, have an internal support that permits the use of
thinner-walled shells. The support is provided by a cast metal matrix or
packed particulate material surrounding the fuel bundles, or by a
structural support.
-20-
A Hydrostatic Test Facility (HTF), capabl2 of testing containers
at pressures up to 10.3 MPa and temperatures up to 200°C, has been built
and commissioned at WNRE. To minimize corrosion of the carbon-steel vessel
during commissioning, nitrogen gas was used to pressurize the water, and
additives were used to control the pH and oxygen content.
Simple Containment Systems
Simple containers are designed to provide isolation of the used
fuel during its high toxicity phase.
The analysis of shell buckling of a stainless-steel stressed-
shell container has been extended to include time-dependent creep
effects. Creep effects appear to be negligible for 316L stainless steel
for the temperatures and times of interest (150°C and 500 years).
Evaluation of a grade-2 titanium stressed-shell container is in progress.
The technology and economics of passive metal claddings for
stressed-shell containers is being investigated. Preliminary results
indicate that clad metals could offer significant material cost savings
over solid metals, but the fabrication and inspection procedures would
probably be more complex.
A half-scale 316L stainless-steel container with a lead matrix
was subjected to tests in the HTF at pressures up to 10 MPa, temperatures
of 50, 100 and 150°C, and times up to 170 h. Despite the presence of a
central hole machined into the lead matrix to simulate a casting defect,
post-test visual examination indicated only minor deformation of the
container. The stresses generated in the container shell during handling
were less than 10 MPa, well below the design limit.
Fabrication of a particulate-packed container with a 4 mm thick
grade-2 titanium shell and an internal array of non-structural carbon-steel
-21-
tubes was completed. Simulated fuel bundles were placed in the outer tubes
and the remaining space was filled with 1-mm diameter glass beads. The top
closure was welded using manual tungsten-inert-gas welding. Stresses
measured on the container shell during handling were well below the design
limit. Preliminary data at hydrostatic pressures up to 10 MPa and
temperatures of 50 and 100 C indicate that short-term plastic strains are
generally less than IX.
A structurally-supported test container, with an internal array
of carbon-steel tubes to provide structural support, and glass beads
between the carbon steel tubes and the outer shell to transmit the load,
was fabricated. The container shell was tungsten-inert-gas welded from
6-nnn thick grade-2 titanium.
Materials Evaluation
A review has been made of possible approaches to predicting the(53)
long-term corrosion performance of candidate container materials . For
passive candidate container metals, i.e. titanium and nickel-base alloys,
crevice corrosion is the process most likely to limit container lifetime.
For copper, the uniform corrosion rate is expected to depend on the supply
of oxidants.
Following a review of electrochemical techniques for studying( 54)
localized corrosion of passive metals v ', potentiostatic and "scratch"
electrochemical techniques are being used to study the pitting corrosion
behavior of grade-2 and grade-12 titanium and Inconel-625.
Since grade-2 titanium appears to be susceptible to c ."=>vice
i i(32,55)corrosion in aqueous chloride solutions at temperatures as low as 100°C
recent work has concentrated on grade-12 titanium.
Electrochemical and weight-change methods have been used to study crevice
initiation and propagation in aerated, neutral sodium chloride solutions (1
and 3 wt. % chloride) at 150 c. Initiation of crevice corrosion occurred
under freely corroding and controlled polarization conditions, but the rate
-22-
of propagation appeared to decrease significantly after a few hours.
Increasing chloride concentration or decreasing pll had no observable
effect. The extent of corrosion of grade-12 titanium was significantly
less than that observed on grade-2 titanium under the same conditions.
Results of studies of the corrosion behaviour of copper in
simulated high salinity groundwater continue to support copper as an
alternative to passive metals, such as titanium, for the container material(56) _
In one corrosion experiment (C-10), samples of copper, grade-2
titanium, and Inconel 625 were partly immersed in groundwater and partly in
a groundwater-bentonite slurry, and gamma-irradiated by a used fuel element
for 18 months at 100°C. The gamma-dose rate at the surface of the samples
was estimated to be 10 Gy.h • Preliminary examination of the samples
indicated no major corrosion.
Slow strain-rate tensile testing was performed on grade-2 and
grade-12 titanium in 3.5 wt.% sodium chloride solution at 150°C under
controlled cathodic polarization conditions (hydrogen evolution) .
Appreciable hydrogen uptake and loss of ductility were observed for
grade-12 titanium at applied potentials of about 0.8 V (SHE). However, no
embrittlement of the grade-2 titanium was observed and no significant
hydrogen uptake occurred. The lack, of hydrogen uptake by grade-2 titanium
may be due to rapid repassivation of freshly exposed metal surface formed
during the slew deformation.
Experiments have been carried out to determine if hydriding of
grade-2 and grade-12 titanium can occur in a gamma-radiation field. Metal
coupons placed in contact with a mixture of compacted bentonite and saline
groundwater at 150 C and exposed to a total gamma dose of 3.6 x 10 Gy (at
a dose rate of 100 Gy.h *) showed no significant increase in hydrogen
-23-
Studies of container closure welding and inspection techniques
continue . Progress has been made on a pulsed—current gas—tungsten-arc
welding technique for final closure of a thin-wall titanium container. The
evaluation of resistance—heated diffusion bonding of titanium plate is now
complete *• . Electron-beam welding was performed on 25-mm thick
oxygen—free tough-pitch copper plates and evaluation of the welds is in(59)
progress. A review of arc-welding methods for copper indicates that
gas-metal-arc welding of 25-mm thick copper without preheat could require
currents approaching 2000 A. While good quality welds could probably be
achieved, high-current, gas—metal—arc welding is not common and significant
development would be required.
An interim report has been prepared on the inspection of
diffusion-bonded titanium joints . Recent studies of titanium
diffusion bonds containing embedded tungsten and nickel-chromium alloy
wires in the bond indicate that a 0.125-mm diameter wire is detectable by
ultrasonic inspection. Ultrasonic inspection of a packed-particulate test
container was also performed
In the area of casting development, modelling of the
solidification of castings was used to analyse the heat flow under various
cooling conditions . The model was verified by measuring the
solidification profiles of small castings, and then used to predict the
solidification behaviour of lead in a small casting containing a single
fuel bundle. The results indicate that, for heat loss from the container
base only, the solidification time would be long, about 2.5 h .
However, if cooling also occurs from the bottom half of the container wall,
the solidification time is reduced by a factor of six. The implications of
long solidification times on the interaction between the molten matrix and
the fuel sheath and container materials have been assessed
-24-
Advanced Containment Systems
Very durable containment systems, to provide isolation for many
thousands of years, may be achieved by the use of a thick metal container
or a non-metallic container, or by using a high-integrity metal matrix,
such as lead or a lead alloy, as a secondary barrier. The potential for
cracking during solidification (hot tearing) of lead and some of its dilute
alloys has been examined * ' . The results indicate that the higher
strength lead-antimony alloys may be susceptible to hot tearing during
solidification. Lead-bismuth has a lower tendency for hot tearing,
followed by lead-tin. Lead-sodium and lead-calcium have a negligible
tendency fox hot tearing. If alloying additions are used to increase the
strength and creep resistance of lead for use as a matrix material, the
alloy should be selected to maximize strength and minimize hot tearing.
An assessment of particulates, or additives to particulates, to
provide a sorptive barrier inside the container, has commenced. A
preliminary report has identified possible particulates for further study(67)_
Coatings are being evaluated as an additional barrier for a
corrosion-resistant metal container. A ceramic coat.ng appears to be the
most promising and both detonation and plasma-spraying are likely to
produce an adherent, dense and uniform coating.
Leaching tests have been used to screen canJidate ceramic
materials for very long-term containment. Static leaching tests have been
carried out in distilled de-ionized water, saline groundwater and saline
groundwater containing 20% sodium bentonite. In 120-rl.ay tests at 100 C,
high purity Al^O,, graphite, 2rO2 and TiO, exhibited low leach rates (less
than 2 x 10 kg.ra .s ) in all solutions. In the saline groundwater and
the 20% bentonite slurry, less pure grades of Al,,O.j (e.g. 96% Al-0,)
-25-
performed as well as high purity Al^O*. In general, leach rates were
greater in distilled water and in the bentonite slurry than in saline
groundwater.
5.1.2 Used Fuel Characterization
Tne goal of the used fuel studies is to describe and quantify
the characteristics of used U0- fuel from CANDU reactors that are relevant
to its performance as a waste form. Leaching and dissolution experiments
constitute the major part of the fuel characterization program.
During the past two years, the emphasis has been on estimating
the fractions of cesium and iodine that are rapidly released from the gap
between the fuel and the sheath during the early stages of used fuel
dissolution. Recent studies show a correlation between fuel power history
and fuel leaching " • Previous estimates of the gap inventories of
cesium-135 and iodine-129 are now considered to be too low ^ . The
average gap inventory for used fuel discharged from Ontario Hydro reactors
is now estimated to be 2.21%, compared to the previous estimate of 0.35%.
A year-long experiment involving the interaction of
intentionally defected used fuel elements with groundwater at 150 C and 10
MPa shows that the gap inventory leaches rapidly. Precipitate formation
was detected in cracks in the fuel, and significant hydriding of the sheath
was observed.
Preliminary experiments to investigate the effects of gamma- and
alpha-radiolysis of groundwater on UO^ dissolution were undertaken.
UO2 samples in groundwater exposed to a gamma-radiation field for 485 days
at 100 C became slightly more oxidized than did non-irradiated samples
(Table 2). The presence of clays reduced the oxidation effect. This2+
reduction may be due to Fe released from the clay, causing an increase in
the production of hydrogen by radiolysis . Thus, buffer materials or2+
buffer additives containing Fe may modify the redox chemistry in a
-26-
disposal vault, particularly in the presence of a radiation field.
TABLE 2
EFFECTS OF GAMMA-RADIATION ON THE SURFACE COMPOSITION OF UO-
IN SALINE SOLUTION
Gamma-field
yes
no
yes
no
yes
no
Clay3
no
no
bentonite
bentonite
illite
illite
Surface Composition
of U0 2 Pellet
U02.48
UO2.35
U02.21
UO2.29U°2.10U02.24
Experimental Conditions: T = 100 C, t = 485 days, Initial
Surface Composition of Pellets = U0 2 ._, WM-1 Saline Solution
contains (in mg. L - 1) Na:1910, K:14, Mg:61, Ca:2130, Sr:24,
Fe(III):0.56, HCO,:68, Cl:64bO, S0,:1040, HO,:33-1
2 Gamma-dose rate = 4 Gy.h
3 Clay concentration = 200 g.L~
4 Determined by X-Ray Photoelectron Spectroscopy (all results
are the average of tests on two samples)
In alpha-radiolysis studies, gold-plated disc alpha sources were(72)
placed within 25 um of a UO^ electrode, with a water liyer in between
-27-
For alpha source strengths between 1 and 100 uCi, the measured UO.
corrosion potential was independent of the strength of the source. A
comparison of the corrosion potential in the presence and absence of the
alpha source indicated no anodic potential shift due to oxidizing species
produced by water radiolysis in the gap. However, with a 1 mCi alpha
source, an anodic potential shift was observed. This may be due to the
reaction of radioltyically produced hydrogen peroxide with the UC^ surface.
The above studies are supported by experiments on a UO^
electrode using electrochemical techniques and X-ray photoelectron
spectroscopy. A detailed mechanism which allows predictions of the effect
of groundwater of various compositions on \)0~ dissolution has been proposed(73,74)
5.2 WASTE IMMOBILIZAflON
The objective of the waste immobilization studies is to develop
processes and products for the waste that would arise if the used fuel f'om
CANDU reactors were recycled ' • During the recycle process, the
valuable components (such as plutonium) would be separated and recycled,
while the remaining waste (high-level, low- and medium-level wastes and
off-gases) would be immobilized in various waste forms.
5.2.1 High-Level Waste
Glass Waste Forms
The development of in—can melters and ceramic-lined
electromelters for the vitrification of glasses has continued. The in-can
melting technique uses a single metallic canister as a melting vessel and
-28-
disposal container. A modified process, involving a second container into
which the molten glass can be poured, is being evaluated. Since in-can
melters have poor heat transfer and slow rates of evaporation, a wiped-fllm
evaporator is being tested to concentrate the waste prior to vitrification.
Construction of the Waste Immobilization Process Experiment
(WIPE), consisting of a rotospray calciner and ceramic electromelter,
designed to produce 10 kg.h of sodium borosilicate glass, is complete.
Commissioning of the facility is now underway.
The physicochemical behaviour of glass waste forms and their
durability in the hydrothermal environment anticipated in a disposal vault
are being studied. A series of leaching models has been developed to
describe the release of species from glassy waste forms under a variety of
conditions . A literature survey of borosilicate waste glasses
shows that the durability increases with increasing SiO,, Fe-O- and Al~0,
content, but decreases with NajO or K~0 content. The leach rates of major
matrix ions of sodium borosilicate glasses under a variety of static and
replenishing leaching conditions have been shown to be the same when
expressed as a function of the ion concentration in the leachant
Sodium aluminosilicate glasses exhibit a low, relatively
constant leach rate (7 + 2 x 10 kg.m .s ) , within a wide composition
range . A study of the effect of temperature on silicon and sodium ion
releases in the range 25 to 99 C indicates that the leaching mechanism
involves preferential release of alkali or alkaline-earth ions by ion
diffusion, creating an aluminosilicate-rich surface layer, and the
concurrent, but slower, dissolution of the aluminosilicate layer.
Eventually, "steady-state" dissolution occurs, when the rate of alkali-ion
diffusion through the leached surface layer equals the rate of silicate
dissolution at the surface.
Liquid immiscibility studies of multicomponent borosilicate
systems have concentrated on the effect of the size of the glass—modifying
-29-
cation *• . The limits of miscibility at 650°C were determined in the
system X2O-MO-B2O3-SiO2 (X = Na, K; M = Mg, Ca, Ba). The form of the
miscibility gaps is similar to that previously described for the system
Na20-Zn0-B20o-Si02 and the extent of the gap can be correlated with
the polarizing power of the cations X (Na>K) and M (Zn V Mg>Ca>Ba). The
microstructures of various phase-separated glasses in the systems
Na90-B90,-Si09 and Na90-Mn0-B,0-Si09, identified by scanning electronf 81)
microscopy , are consistent with earlier observations from
glass-transition temperature measurements
The ease of fabrication of glasses depends, in part, on
viscos: ty-temperature-composition relationships. Viscosities have been
determined for sodium borosilicate glass melts and the variation of( 'W \
viscosity with composition and temperature has been estimated
Ceramic Waste FormsCeramic waste forms being considered contain sphene (titanite,
CaTiSiO.) . Calculations indicate that sphene should be stable in2!- 2-
groundwaters typical of the Canadian Shield (high Ca , low SO, and
CO, ) in the temperature range 25-150°C. Three types of sphene-based
matrices are being studied: natural minerals, ceramic pellets formed by
pressing and sintering, and glass-ceramics formed by melting and controlled
crystallization of the system Na^-Al.
Crystallization of Na20-Al203-Ca0-Ti02-Si09 glass to give sphene
glass-ceramic is controlled by the availability of heterogeneous nuclei in
the melt . Fission products such as ruthenium, rhodium and palladium
were found to promote sphene crystallization at or below 850 C.
Constituents such as zinc, chromium, molybdenum and phosphorus did not
promote nucleation. For cerium- and uranium-doped glasses,
fluorite structures and wollastonite crystallized initially at about 900 C,
although they recrystallized as sphene at temperatures of 1050-1100 C.
Oxygen evolution, probably associated with the reduction of U to U , was
-30-
observed during sphene crystallization, and the glass-ceramic had numerous( Aft \
isolated pores
A variety of techniques have been used to study the properties
of sphene-based glass-ceramics (thermodynaraic stability, leaching behaviour
and hydrothermal suriace modification, nucleation and crystallization,
microstructural characterization, partitioning of elements, and radiation
stability).
Experimental studies of the hydrothermal behaviour and surface
modification of natural and synthetic sphenes in groundwater show little or
no selective leaching of the matrix elements or simulated radionuclides,
provided the sphene is within its stability field ' In deionized2+ 4+
water, Ca and Si are selectively leached, leaving a thin surface layer
composed of highly insoluble TiCL (anatase or brookite). For the
glass-ceramic consisting of sphene crystallites in an aluminosilicate glass
matrix, the release of radionuclides depends on the relative dissolution
rates of the glass and ceramic phases, and also on the partitioning of each
radionuclide between the two phases l . Solution and surface analyses
indicate that in most cases the glass phase leaches preferentially.
Irradiation with a 3 MeV Ar ion beam has been used to simulate
alpha-decay processes in sphene, sphene-based glass-ceramics, CsAlSi-0 ,(90 91)
and CsZr-CPO,)., ' . Measured damage cross-sections indicate that the
materials are sensitive to heavy—ion irradiation. For the glass-ceramic,
irradiation did not lead to an increase in leach rate in distilled water or
brine at 100 C. For the sphene, less than a factor of 5 increase in leach
rate was observed, while for the two synthetic cesium minerals, cesium
leach rates increased by up to a factor of 25.
Radiation damage in naturally-occurring sphene has been studied(92) 18
using X-ray diffraction . A total dose of about 10 alpha decays per
gram appears to render sphene amorphous, and regions rich in point defects
co-exist with quasi-amorphous regions. A 200-k.V electron beam at a
-31-
fluence of 10 electrons.cm had no observable effect on a natural
sphene. Thus, radiation damage appears to be due mainly to alpha decay.
5.2.2 Low- and Medium-Level Wastes
The sources and characteristics of the low- and medium-level
liquid and solid wastes resulting from fuel recycle were reviewed, and the( 93)
technologies for conditioning and immobilization identified • Two
promising techniques for immobilization of spent ion-exchange resins, (i)
direct immobilization, and (ii) incineration combined with immobilization(94 95)
of the ash and scrubbed off-gaies, have been evaluated ' . When
ion—exchange resins were immobilized directly, the volume of bitumen
products was about 0.75 times the volume of untreated resin, while the
volumes of cement and polyester products were 2 to 3 times larger. When
the resin is incinerated, much smaller volumes result. Bitumen and glass
product volumes were six and ten times smaller, respectively, than the
volumes of untreated resin, while cement and polyester product volumes were
about one-half the volume of untreated resin.
A process has been developed to simplify the treatment of
medium-level alkaline waste from the Thoriun Fuel Reprocessing Experiment
(TFRE). The process uses ion-exchange resin to decontaminate the alkaline
stream and produce a durable sphene-based glass-ceramic • Stainless
steel or Inconel cartridges were filled with suitable mixtures of sodium
titanate (to remove actinides), mordenite (to remove cesium-137), bone char
(to remove ruthenium-106), and wollastonite (a source of calcium and
silicon). After decontaminating the waste stream, the cartridges and their
contents were heated to produce the glass-ceramic. A patent application
has been made for the process.
5.2.3 Gaseous Radionuclides
The off-gases of concern from the reprocessing of used fuel are
iodine-129, k.rypton-85, carbon-14 and tritium. Off-gas technology for fuel
-32-
reprocessing plants has been reviewed and compared with the technology used(97 )in CANDU nuclear generating stations - Current practices and possible
improvements in the management of tritium in ruclear facilities have also
been reviewed
Laboratory studies on the use of molecular sieves to selectively(99)
remove krypton from air were completed . A test module is now being
constructed to evaluate the process on a small engineering scale.
Dry calcium hydroxide at ambient temperature has been used as14
the sorbent to remove CCL from gaseous streams. The effects of gas
humidity, temperature, flow rate, C0» concentration and reaction vessel, (100,101)
geometry were measured
Work has continued on the development of a photochemical method
to remove iodine from air *• . The method uses UV light to decompose
organic iodides, and the released iodine is removed from the air by
reaction with ozone to form solid iodine oxides. The rate of the
iodine-ozone reaction in the temperature range 293-373K is sufficiently
rapid to support large-scale application of the technique.
Stability relationships of systems of the type MX - MO .--H-O
(X = halogen, M = metal) are being used to develop a solid in which to
dispose of iodine-129 . Experimental data have been obtained for the
Pbl2-Pb0-U.0 and Bil-j-B^O^-l^O systems. The most promising phase
assemblage for an iodine waste form appears to be Bi?CU ~ Bz.0_I.
Stability and solubility relationships are being studied for
solids that have potential for immobilization of carbon-14. A narrow
stability field for plumbonacrite [Pbj^CKOH^CCOj)^] has been demonstrated
and methods developed for the small-scale preparation of hydrocerussite
[Pb2(OH)2(CO3)2] and plumbonacrite *• '. A parallel study of bismuth
carbonates has also shown that some bismuth compounds may be suitable for
immobilization of carbon-14.
-33-
5.3 DISPOSAL VAULT SEALING
Disposal vault sealirg studies involve the development of the
buffer material that will surround the waste containers, and other barriers
that will close the man-made openings to the surface, namely, the backfill
rehol
(33)
(23)and the plugs and grouts for shaft and borehole sealing v '. Significant
progress has been made in all these areas
5.3.1 Buffer Development
Mass Transport Modelling
Modelling studies, using the DOT computer code, have been
carried out on the effects of container geometry, buffer geometry, and the
quality of the rock wall in the emplacement boreholes on diffusional
transport of radionuclides from failed containers . Results show
that if the borehole wall is fractured, the greatest radionuclide flux is
horizontally through the buffer, and then vertically along the fractured
rock. wall. Increasing the buffer radial thickness decreases the total
radionuclide flux. If the borehole wall is intact, the flux is
predominantly vertical through the buffer. In this case, increasing the
vertical buffer thickness above the container reduces the total
radionuclide flux. A sensitivity analysis of th;. effect of parameter
variations on radionuclide migration through the buffer by diffusion, and
through the surroun-'; .ig rock by diffusion and convection, has been
completed *• '. Parameters studied included groundwater velocity in the
rock, effective porosity of the buffer, effective porosity of the rock,
radial buffer thickness, and diameter and length of the container. The
study showed that the total radionuclide flux is greater for horizontal
than for vertical groundwater flow '.
-34-
The above studies assume instantaneous failure of the entire
container surface. A study on the effect of localized failure '
indicates that if the surrounding rock is intact, the total radionuclide
flux depends on the location of the failure (the flux increasing as the
failure location moves up the container). For fractured rock, the total
flux is independent of the failure location.
Effective diffusion coefficients for various radionuclides in
buffer materials are being measured l . Experimental results for
strontium—85 in calcium bentonite for various clay-to-sand ratios and bulk
densities compare favourably with calculated values . A model has
been developed to study the diffusion coefficients of radionuclides in
bentonite and bentonite/sand mixtures . The model shows that the
diffusion coefficient may be influenced by the relative volumes of
interstitial (pore) and surface (adsorbed) water.
The total radionuclide fluxes from containers for in—room and
borehole emplacement and for intact and fractured rock have been compared
For all values of rock-wall quality, the flux from the container is
less when it is emplaced in a borehole than in a room.
A computer code, TIRMS, (Transport of jjiert Radionuclides from
Multiple Point Sources Under Steady State Conditions) has been developed to
model radionuclide transport from containers in boreholes to the overlying
(backfilled) room.
Physical and Mechanical Properties
A comprehensive review of phyllosilicate clays for use as buffer
material concluded that bentonites are suitable because of their high
swelling potential, low hydraulic conductivity, low effective porosity and
high sorption capacity for radionuclides ' • These conclusions are
in agreement with studies in Sweden . A compilation of physical and
mechanical properties of buffer and backfill clays has been completed(118)
-35-
A study of the influence of sand content on the swelling
pressures of statically compacted sodium bentonite ^ ' shows that
swelling pressures depend on a parameter called the "effective clay dry
density", which is the density of the clay fraction in the mix when it is
separated from the sand.
A comprehensive study of the thermal properties of clay and
crushed granite mixtures shows that the thermal conductivity is a
function of clay content (Figure 2). The thermal conductivity increases
rapidly when tha clay content falls below 30 percent, and is higher for
kaolin and illitic shale than for sodium and calcium bentonites. Thermal
conductivities have also been measured as a function of moisture content.
For 100 percent sodium bentonite and a 50/50 bentonite/sand mixture, the
thermal conductivities remain relatively constant at moisture contents
above 5 percent. In general, the thermal conductivities of various types
of clay and clay/sand mixtures depend little on temperature up to 100 C.
Above this temperature, moisture is lost by vapourization when the sample
is not pressurized, and the conductivity drops rapidly.
Modelling of the mechanical interactions between container,
buffer and rock in an emplacement borehole have commenced using a
plane-strain model . Preliminary results show that for a linear
stress-strain relationship, the stress transmitted to the container may be
up to 1.6 times the hydrostatic pressure. When a non-linear relationship
is used, the stress transmitted to the container is lower than that
calculated using the linear relationship.
Chemical Properties
A study of the physical and chemical properties of buffer and
backfill clays has provided information on basic mineralogical,
chemical and physical properties, and on the behaviour of clays under
wet-dry cycling
- 36 -
4.0
V 3.0y.
2.0
oozo
LU3=
1.0
_L
Kaolin + Crushed Granite
mite-Bearing Shale + CrushedO Granite
Sodium Bentonite + Crushed Granite
Calcium Bentonite + Crushed Granite_l I I
20 40 60 80
CLAY CONTENT (PERCENT BY DRY WEIGHT)100
FIGURE 2: Thermal Conductivity as a Function of Clay Content in Mixturesof Clay and Crushed Granite
-37-
A chemical and mineralogical characterization of candidate
buffer and backfill materials has also been carried out * . Candidate
materials Include sodium bentonite from Saskatchewan, calcium bentonite
from Manitoba, illite-bearing shale from southern Ontario, glacial-lake
clay from Winnipeg, commercial silica sand (crushed quartzite) and crushed
Lac du Bonnet granite.
Experimental work on the hydrothermal stability of bentonite
materials (at pH<6) indicates that the conversion of smectite (the major
component of bentonite) to illite is enhanced by the presence of K , and
inhibited by high Na+/K+ and Ca2+/K+ ratios. The inhibiting effect of Ca 2 +
is greater than that of Na • At pH greater than 9, smectite reacts to form
zeolite and feldspar. Recent reviews of smectite stability *• '
suggest that smectite will be stable under disposal vault conditions,
because the K concentrations in buffer and groundwater are low, and the
Ca /K and Na /K ratios are high. Also, the low diffusion coefficient of
K in smectites would restrict the transfer of K from the host rock. The
conversion of smectite to illite proceeds very slowly below 150 C even in
the presence of K .
5.3.2 Backfill Development
The effects of filler size distribution and the chemistry of
compaction water on backfill density and plasticity have been studied.
The materials examined were an illite- and smectite-rich
glacial-lake clay, crushed granite and granite groundwater. For
comparison, tests were also done with sodium bentonite and saline water.
The salinity of the compaction water had a small effect on the compacted
density, high-salinity water yielding a slightly higher density. The tests
also demonstrated that a natural glacial-lake clay is a suitable backfill
material, with all the advantages of the more costly commercial bentonites.
Surface clay deposits in the vicinity of a disposal facility may therefore
be a suitable alternative to bentonite for the backfill.
-38-
5.3.3 Buffer and Backfill Engineering
A major study on buffer and backfill engineering has provided
information on procedures, schedules and costs *• . Sodium bentonite
from Saskatchewan was selected as the candidate buffer for further studies.
A glacial-lake clay from Winnipeg was selected as the candidate backfill
material. Similar clays are also available throughout Ontario.
Acquisition and transportation costs were estimated for various
distances from the supplier to the disposal site, assumiug transportation
by rail and freight truck. Since the final disposal site is not known, a
sensitivity study of transportation costs to distance was made. Costs were
also estimated for materials preparation and handling.
The emplacement of containers was assumed to involve four
stages: compaction of the buffer (either in-hole or in-room), drilling
holes into the buffer, emplacing containers and capping the holes, and
backfilling- Most operations involving backfill and buffer can be carried
out by conventional equipment in radiation-free conditions. However,
emplacement of the container and capping of the holes would require the use
of shielded or remotely controlled equipment. Capital, operating and
maintenance costs were estimated for the two emplacement configurations
(in-room and borehole), two waste forms and three container types.
A buffer and backfill thermal modelling study ^ ' examined the
effects of thermal load on the near-field temperatures. The reference
thermal load for used fuel is 269 W per container ^ '. For immobilized
fuel recycle waste this load can be increased by increasing the spacing
between containers. The results show that the spacing must be increased by
approximately the same factor as the thermal load in order to stay below
150 C, i.e. there appear to be no economic advantages in increasing the
thermal load.
-39-
5.3.4 Grouting, Shaft Sealing and Borehole Plugging
The study of clay-based grouts is now complete • Sodium
bentonite, calcium bentonite, ground illitic shale, and kaolin were
assessed in terms of hydraulic conductivity, injectability into narrow
fissures, resistance to erosion under a hydraulic gradient, and physical
behaviour during drying and rewetting. Sodium bentonite is a suitable
grout for sealing rock fissures.
Work continues on the evaluation of cement-based grouts using
different cements and mixes of cement with thixotropic agents. Experiments
include the injection of cement slurries into a wedge-shaped fissure
simulating a rock fracture. The objective is to find the water-cement
ratio that gives maximum penetration without segregation.
5.4 THE IMMOBILIZED FUEL TEST FACILITY
The newly constructed Immobilized Fuel Test Facility (IFTF) at
WNRE provides an environment for a wide range of experiments with
radioactive materials ' . The emphasis of the experimental program
in the IFTF is on characterizing radioactive waste forms and materials
proposed for engineered barriers under conditions that could exist in a
disposal vault.
2The IFTF is a single-story, 1300 m extension to the existing
Hot Cell Facilities. Experimental facilities include concrete canisters
for experiments with highly radioactive materials, shielded cells for
medium-activity materials and a mock-up area for low-activity and inactive
experiments. An Alpha Laboratory, an Analytical Laboratory and a Low-
Activity Examination Laboratory, provide the necessary support functions
for the various experiments. The Low-Activity Examination Laboratory and
the Analytical Laboratory are already in use. Seven concrete canisters
(Figure 3) have been constructed and instrumented. The IFTF is expected to
be licensed for operation with radioactive materials early in 1984.
PressureVessel
SecondaryContainmentVessel
RetainingBasket
—»• Service—»- Penetrations
Heater
FIGURE 3: Typical IFTF Concrete Canister Containing a Pressure Vessel forMulti-Component Tests
-41-
6. GEOSCIENCE RESEARCH
The objective of the geoscience research program is to establish
the geotechnical aspects of the environmental and safety assessment, and to
develop site screening and site evaluation methodology. The emphasis of
the program is on the evaluation of large plutonic ~cck masses in the
Canadian Shield as potential hosts for immobilized nuclear fuel waste
Plutonic rock is igneous rock formed at depth by magmatic
crystallization or chemical alteration, and is abundant in the Ontario
portion of the Canadian Shield.
The aim of the current research is not to assess specific
disposal sites, but to contribute to a generic assessment of the concept of
disposal deep in stable plutonic rock . The research involves
quantifying the in situ mechanical, physical and chemical properties of
plutonic rock, the physical and chemical characteristics of groundwater,
the nature of groundwater/rock/radionuclide interactions, and the thermal
and mechanical stresses that would be created in the surrounding rock by
the waste.
6.1 FIELD RESEARCH
Geoscience field research is carried out to test new and
existing exploration techniques for evaluating rock masses, and to provide
the field data necessary for the development of site selection criteria.
Deep exploratory drilling and detailed surface mapping are
carried out at designated field research areas in the Canadian Shield
(Figure 4). The areas at Chalk River (RA2), Whiteshell (RA3) and Atikokan
- 42 -
- j r
FIGURE 4: Canadian Field Research Areas
-43-
(RA4) contain granitic rock, while those at East Bull Lake (RA7) and
Overflow Bay (RA8) contain gabbro. No research took place at Overflow Bay
in 19^3.
6.1.1 Atikokan Research Area
The research area near Atikokan (RA4) has been chosen as the
site of a regional Flow System Study to be carried out over the next eight
years. This study was suggested in the hydrogeological program document
Hydr(19)
^ and endorsed by the Hydrogeological Review Panel ( ' and the
Technical Advisory Committee
The purpose of the Flow System Study is to improve our
understanding of groundwater flow systems in the Canadian Shield. The
factors that control the extent of the flow system will be identified, and
the groundwater flow patterns and associated chemistry determined. The
study area is about 20 km x 20 km and includes the Eye-Dashwa Lakes
granitic pluton and a large part of the surrounding rock.
Geological mapping of the area started during the year.
Lithological and structural features of the Eye-Dashwa Lakes pluton and
surrounding rock were mapped in order to place the pluton In a regional
context. iiurficial deposits were mapped, and the interaction between the
shallow groundwater table and the deeper flow systems was investigated.
Analysis of available geological and geophysical data for the
Eye-Dashwa lakes pluton identified an intrablock region bounded by regions
containing major structural discontinuities. The exposed rock in the
intrablock region has fewer fractures than the surrounding regions, and the
degree of interconnections between fractures is lower than in the
surrounding regions
Sonar surveys were carried out over six lakes to determine the
water depth and to provide information on the sediments between the bedrock
-44-
and the lake bottom. Figure 5 shows the results from one profile over
Dashwa Lake. A trough, filled with sediments, is present in the middle of
the profile. The depth of the lake is about 19 m, and the depth to bedrock
about 37 m. The first 3.5 m of the sediments is non-reflecting, likely
modern organic sediment (gyttja). The remainder of the sediment is
probably glacio-lacustrine clay.
A regional surface water study was completed using data from the
Hydrologic Atlas of Canada and from Water Survey of Canada stations.
Hydrometric and meteorological monitoring networks have been installed in
the region. Surfac water chemistry surveys were carried out to locate
anomalies that cou1 indicate local zones of recharge and discharge, and to
aid in determin- o the relationship between surface hydrology and shallow
groundwater flow systems. The electrical conductivity in streams and lakes
was about 30 umhos.cm , but higher conductivities were found in apparent
recharge and discharge zones (up to 300 lrahos.cm ).
Hydraulic gradients have been measured in lowland and upland
areas to identify recharge and discharge zones. The results suggest that
groundwater discharge occurs in the vicinity of drained lowland lakes and
in the Eye River channel, whereas granular areas beneath swamps in upland
areas with little or no surface drainage appear to be recharge zones.
A shallow piezometer network was installed to establish the
groundwater table at the Forsberg Lake drill site. Shallow groundwater
appears to flow to Forsberg Lake and into the fault zone connecting
Forsberg and Coulson Lakes.
Deep borehole testing provided further groundwater samples from
the deepest boreholes, ATK-1 and ATK-5, at the Forsberg Lake site ' \ A
series of packers was installed in all deep boreholes (Figure 6) to test
the interconnectivity of the major high-angle fault zone intersected by
boreholes ATK-2, -3, -4, and -5, and the interconnectivity of an
interpolated low-angle fracture zone intersected by boreholes ATK-1 and
FIGURE 5: Sonar Survey of Dashwa Lake
- 46 -
FIGURE 6: Schematic of Packer and Fracture Locations for InterconnectivityTests at the Atikokan Research Area
-47-
ATK-5. ATK-4 responded to pumping in borehole ATK-5 with a phase lag of
about two days. Preliminary results indicate that the fault connecting
ATK-4 and ATK-5 has an average hydraulic conductivity of 10 m.s
Three groundwater systems appear to exist at the Forsberg Lake
site:
- A shallow (local) system, extending to a depth of about 300
m, with high fracture density. The hydraulic heads indicate
groundwater flow to Forsberg Lake and into the fault
connecting Forsberg and Coulson Lakes. Hydraulic
conductivities in the fracture zones are high (approximately—H —1
10 m.s ) and the groundwater is fresh.
- An intermediate system with discrete fractures at depths
from 300 to 700 m. Hydraulic conductivities are low,
hydraulic heads are fairly constant, and the concentrations
of dissolved solids in the groundwater are higher than those
in the shallow system.
- A deep system below 700 m, with hydraulic heads decreasing
upward, indicating a possible regional discharge area.
Hydraulic conductivities are extremeraly low, and the
groundwater is of the Ca-Na-Cl type.
The low hydraulic conductivities at depth may reflect the fact
that the walls of the boreholes below 500 m are plugged. Chemical
precipitation is the most likely plugging mechanism, since conditions for
gypsum formation are present. Evidence for recent gypsum formation is
seen in plugged boreholes in Sudbury mines, where the groundwater chemistry
is similar to that found at depth at Atikokan.
6.1.2 East Bull Lake Research Area
At the East Bull Lake Research Area (R.A7), detailed ground
geophysical surveys were made in 1982 and 1933 on a grid in the control
-48-
plateau area of the gabbro-anorthosite pluton *• . Rock density and
magnetic susceptibility measurements provided support for the
interpretations made from gravity and geophysical surveys.
Preliminary results demonstrate good predictive capabilities for
both airborne and ground geophysical methods. Estimates of the pluton
thickness based on gravity and aeromagnetic data were in the
range 400 to 800 m. Magnetotelluric surveys suggested the presence
of a highly conducting layer at a depth of 50 to 100 m at the margin of the
pluton, increasing to about 800 m below the central plateau area. This
layer was interpreted either as a major llthological boundary or as a
fluid-saturated fracture zone. Subsequent drilling showed that the
gabbro-anorthosite layer is about 770 m thick.
There is a good correlation between VLF-EM conductors
(see Figure 7) and major faults . Three major conductors
correlate directly with the Folson Lake fault and with two of its splays to
the south. Another major fault, which trends northwesterly from the
northern end of Moon Lake, appears to be the source of a coincident
anomaly. Parallel anomalies on either side of the fault may indicate
parallel faults.
A preliminary analysis of the total field and magnetic
gradiometer survey results has shown several zones of distinctive
magnetic character related to known variations in the gabbro. Some of the
magnetic anomalies correspond directly to mapped dykes or their extensions,
while others may indicate unmapped dykes covered by overburden. Many dykes
in the area possess little magnetic susceptibility, in contrast to the
surrounding gabbro, and hence show little magnetic response. A magnetic
anomaly associated with the Folson Lake fault may be related in part to the
presence of dykes, which are known to intrude the fault zone.
6.1.3 Chalk River Research Area
During the past year, field research at the Chalk River Research
Area (RA2) has focussed on investigations of radionuclide migration and
_ 49 -
FAULT— CONDUCTOR— • BOREHOLE
265E VLF-EM CONDUCTORSEAST BULL LAKE GABBRO
, 400m |
227N
'::%»,
265E"-.....,##j
FIGURE 7: Major Faults and VLF-EM Conductors at the East Bull LakeResearch Area
-50-
groundwater flow in fractured plutonic rock. A workshop was held to review
the geophysical and related studies that have been carried out to date.
Methodologies for radioactive tracer tests were refined during
the year * ' '. Activities in 1983 included field radioactive tracer
experiments and a laboratory investigation of strontium-85 migration in
fractured core samples. The experiments were designed to improve the
radioactive tracer testing methodology and to repeat, under different test
conditions, tracer tests carried out in 1982. A horizontal fracture,
intersecting boreholes CR-6 and CR-11 at 100 m depth, was selected for
testing. The fracture was tested with a non-reactive tracer (bromine-82)
and combined non-reactive (bromine-82) and reactive (strontium-85) tracers
in two separate experiments using pulsed tracer input. Groundwater was
injected into one borehole, pumped from the other and not recirculated.
The shapes of the breakthrough curves for bromine-82 suggest
that the hydrogeologic system behaves as a single fracture. Over 90% of
the tiacer injected in borehole CR-6 was recovered in borehole CR-11,
supporting the single-fracture hypothesis. Further evidence for a single
fracture was obtained from gamma logging of the injection and withdrawal
boreholes, acoustic televiewer fracture logs, and straddle-packer injection
tests. Although a complete strontium-85 breakthrough curve vas not
obtained, preliminary analysis of the initial strontium-85 breakthrough
indicates a retardation factor greater than the value of 57 determined in
1982 on the same fracture over a radial distance of 10 m. The increase may
be due to changes in test methodology (different flow and tracer injection
conditions) or to fundamental geochemical changes in the fracture.
The objective of the groundwater flow studies is to define the
physical and chemical hydrogeology of a fractured block of plutonic rock
(200 m x 150 m x 75 m deep) and to evaluate various investigative tools for
defining groundwater flow patterns in fractured media.
Field studies continued in an array of 14 shallow boreholes
(33)containing a total of 75 packer-isolated test intervals . Hydraulic
-51-
head monitoring, hydraulic testing and groundwater sampling were carried
out in each test interval. The four major interconnected fracture zones
are shown schematically in Figure 8.
The storage properties of interconnected discrete fracture zones
and the bulk rock mass were evaluated from in situ fracture flow and
deformation experiments, while the hydraulic conductivity was evaluated
from multiple-borehole tracer experiments. Three additional shallow
boreholes, FS-15, FS-16 and FS-17, were drilled. Boreholes FS-15 and FS-16
were instrumented with extensometers for fracture deformation experiments,
and borehole FS—17 was instrumented with a multiple-packer casing for
tracer experiments. In situ stress measurements in borehole FS-15 show
that near-surface stress orientations are probably related to a very old
(remnant) stress field, while the stresses at depth appear to be related to
the current regional stress field.
During the fracture flow and deformation experiments, fracture
zones 1 and 3 were hydraulically stressed by pumping groundwater from an
existing borehole, FS-1O, thus lowering the hydraulic head in this borehole
and in boreholes FS-15 and FS-16. A deformation of about 3 /im was
measured across the single fracture in FS-1O, indicating a fracture
stiffness of 10 ^ MPa per jam. This stiffness corresponds to a fracture
storativity of 10 (storativity is the volume of water removed per unit
area per unit head change of water). This value is within an order of
magnitude of that obtained from previous hydraulic testing. R o c k - m a s s
deformation In borehole FS-16 during pumping was variable. The upper
interval deformation was 80 ,um, while the lowest interval had negligible
deformation. The two intervening intervals had deformations of 10 jim and
50 jam, respectively. Observed deformations of 10 to 80 jum infer rock mass
moduli between 10 and 100 GPa and storativities between 10~ and 10~ .
Radioactive bromine-82 and nonradiofictive Rhodamine WT were used
as tracers to test interconnections in fracture zones 1, 2, 3 and 4. In
some tracer experiments, tracer breakthrough was not observed in the time
FS-14 F S . !3
- 52 -
FS-6FRACTURE ZONE 4
FS-5 FS-4 F S 3
FRACTURE ZONE 1
METRES 50
FIGURE 8: Major Fracture Zones at the Chalk River Research Area
-53-
predicted by a single fracture model and hydraulic testing. This
discrepancy may be due to several factors, including a nonradial flow
regime, large inter-borehole porosity and a tortuous flow path.
A newly developed anisotropic porous-media flow model, STEADY,
was used to simulate groundwater flow. The steady-state hydraulic head
distribution determined from the flow modelling was compared to field
measurements in two boreholes. The agreement between the model and the
field data was improved by reducing the hydraulic conductivity adjacent to
fracture zone 1. This suggests that hydraulic conductivities estimated
from straddle-packer injection tests and the fracture orientation aperture
model might be too high.
-9
Infiltration fluxes estimated from modelling ranged from 10
m.s to 2x10 m.s . Tritium concentration data obtained from field
investigations were consistent with the vertical flow system assumed in the
model. This suggests that the effective porosity of fractured rock near
the surface may be determined from an analysis of the tritium
concentrations and infiltration.
6.1.4 General Field Studies
Studies at specific research areas are supplemented by general
field reconnaissance studies, which take place in many areas of the
Canadian Shield in Ontario and do not involve deep drilling. New seismic
stations at Geraldton, Sioux Lookout and Kapuskasing, Ontario, became
operational during the past year. These three stations, together with that
at WNRE, were installed as part of the Nuclear Fuel Waste Management
Program, to record regional seismicity in the Shield.
A study of sedimentological, stratigraphic and structural
arrangements of Phanerozoic sediments surrounding the Canadian Shield
has shown the presence of extensive structural arches across the Shield.
These arches were subject to periodic uplift during the Phanerozoic era,
and rocks along the arches are likely to be more fractured than those
-54-
elsewhere on the Shield. Further, the arches may affect the localization
of seismic events.
Earlier perceptions of the nature of deep groundwater flow in
the Canadian Shield have been modified by the discovery of highly saline
deep groundwaters in fractures in plutons not associated with metallic ore
mineralization. The origin of these waters is not fully understood, and
has been variously attributed to fossil sea water, intense rock-water
interaction, and leakage from the Paleozoic cover ^ . Regional
groundwater sampling indicates that saline groundwaters occur at depth
throughout the Shield, and a project has been initiated to investigate
their origin. Groundwater chemical testing is continuing with flow-cell
measurements of Eh and pH at various mines in the Shield.
6.2 UNDERGROUND RESEARCH LABORATORY
The Whiteshell Research Area (RA3) is situated on the Lac du
Bonnet bathollth, a large granitic body in southeastern Manitoba. This
research area is the site of the Underground Research Laboratory (URL),
which is being constructed below the water table in a previously
undisturbed portion of the batholith. The URL project has been underway
since 1979 ' » \ when field studies commenced to identify a suitable
study area and location for the laboratory. In 1980, twenty-one-year2
surface and mineral leases were obtained on 3.8 km of Manitoba Government
crown land 12 km east of the town of Lac du Bonnet, Manitoba, and 15 km
northeast of the Whiteshell Nuclear Research Establishment (WNRE) (Figure
9).
The objective of the URL project is to study
- the correlation between surface and subsurface features,
- hydrogeological and geochemical systems in plutonic rock,
- excavation damage in rock,
- 55 -
Loc du Bonnet
FICUKE 9: Regional Setting for the Underground Research Laboratory
-56-
- the effect of heat on plutonic rock, including the effect on
mass transport, and
- the effect of heat on the interactions between buffer,
backfill and rock.
6.2.1 Site Evaluation
The URL site evaluation involves comprehensive geological,
geophysical and hydrogeological investigations of the URL lease area
' . The initial objective of the evaluation was to select a site
for the shaft, and to provide information that would assist in developing
the layout of the underground facilities. Recently, activities have
focussed on defining in detail the hydrogeological conditions at the lease
area, particularly in the immediate vicinity of the shaft and underground
excavation. A network of instrumented boreholes has been established
(see Figure 10) to provide baseline data on pre-construction
hydrogeological conditions and to measure changes caused by the excavation
Predictions from mathematical models will be compared with the
groundwater system perturbations measured during and after excavation.
Four deep boreholes, URL-8 to URL-11, were drilled early in 1983
to define the geological and hydrogeological conditions in the vicinity of
the URL shaft location. The boreholes were inclined at shallow angles, to
sample the occurrence of vertical trending fractures in the upper 150 m of
the rock.. Two of the boreholes (URL-8 and URL-10) were drilled to
sufficient depth to provide additional information on a major subhorizontal
fracture zone situated slightly below the planned experimental test level.
Geophysical surveys, including in-hole radar techniques, full
acoustic waveform analysis, micro-L-mperature profiling, hole-to-hole
seismic surveying and tube-wave measurements, were carried out in the
boreholes, to characterize fractures '
Three major subhorizontal fracture zones have been identified
(Figure 11). The correlation of the three fracture zones between boreholes
was based on borehole fracture logs, in-hole fracture surveys, evidence of
LEASEARE*
BOUNORT
• URL SERIES BOREHOLES
O M SERIES BOREHOLES
. B SERIES BOREHOLES
* 0 SERIES BOREHOLES
• STREAM GUAGlNGWElRS
• TRAILERS 8 BUILDINGS
A RAIN GUAGIHfi STATIONS
FIGURE 10: URL Lease Area Plan. Vertical section C-C is illustrated in Figure 11,
- 58 -
300
200
100
0
-100
-200
-300
-400
-500
URL-5 URL-6UBL-I C1
:^s£:
FRACTUREgZONE 3
• -URL EXCAVATION
FRACTUREZONE I
FRACTUREzones
CROSS SECTION WITH NO VERTICAL EXAGGERATION
300
200
100
0
-100
-200
-300
-400
-500
FIGURE il: Vertical Section of the URL Lease Area. The location of thesection Is shown In Figure 10.
-59-
hydraulic communication, large-scale groundwater pumping, hydraulic-head
distributions and groundwater chemistry patterns.
Fracture zone 1, which appears at depths below 350 m, is
characterized by high permeability, relatively low hydraulic head and high
groundwater salinity (with chloride contents up to 5800 mg.L )• The
hydraulic heads within the zone are the lowest measured at the site, and
there appears to be little, if any, hydraulic communication between
fracture zones 1 and 2.
Fracture zone 2 is an extensive, highly fractured region,
approximately 10 m thick. It plays a dominant role in the movement of
groundwater over much of the URL lease area. The fracture zone plunges
from the northwest to the southeast, with a number of irregularities.
Most notably, it appears to dome upwards in the north central portion of
the URL site.
Large-scale hydraulic response tests, conducted during 1982 and
1983, have confirmed spatial variations in the permeability of fracture
zone 2. Several distinct channels of extremely high permeability allow
hydraulic responses to be transmitted over large distances within the
fracture zone. Hydraulic heads indicate that groundwater recharge occurs
near boreholes B-42 and B-43, probably from shallower parts of the rock.
Groundwater discharge occurs north and northwest of the URL site, where the
zone rises toward the surface. Groundwater movement is generally from the
south toward the north and northwest, with a perturbation caused by a high-
perrae.ability channel, where groundwater flows eastward down the dip of the
zone .
The groundwater chemistry within fracture zone 2 is variable,
possibly as a result of the mixing of various groundwaters within the zone.
The chloride concentration increases in the direction of groundwater flow
and also with increasing depth within the high-permeability channel running
west to east in the fracture zone. Chloride concentrations range from 100
to 2700 mg.L"1.
-60-
Fracture zone J is the only major fracture zone that will be
penetrated by the URL shaft. Thus, the groundwater level drawdowns
that will occur at the URL lease area during and after construction will be
strongly influenced by the hydrogeological characteristics of fracture zone
3. The zone is 5 to 20 m thick and has -. relatively planar orientation.
It plunges at an angle of 15-20 toward the south-southeast and is
projected to outcrop beneath overburden in the vicinity of boreholes 3-41,
B-43 and B-44. A pumping test suggests that the permeability is greatest
in the strike direction and least in the dip direction.
Modular, multilevel monitoring casings have been installed :'n
most of the URL-series boreholes to isolate intervals for long-term
hydrogeological monitoring. Multiple packer/multiple piezometer systems
have been designed for monitoring in the M-series boreholes. The data
acquisition system to record groundwater levels in boreholes comprises
pressure transducers, remote data scanners, a wire communications link, and
a central data recording system. Groundwater levels will be recorded
continuously in about seventy-five groundwater monitoring locations. This
information ill be complemented by periodic manual measurements of
groundwater conditions in the entire monitoring network. Several
independent hydrogeological modelling groups are incorporating the
experimental data into models to predict the groundwater flow systems and
their response to the URL excavation.
6.2.2 Hydrogeological Modelling
Regional and local hydrogeological models are being developed by
several modelling teams. The methodology, including the interpretation of
the data and the conceptualisation of the flow systems, will be compared.
Using conditions prior Co shaft excavation as initial conditions,
predictions of transient hydrogeological responses during and after shaft
construction will be made by each team. The predictive capability of each
hydrogeological model will then be evaluated by comparison with measured
data.
-61-
The URL modelling was initiated in late 1980 and has three
phases. Phase I commenced in 1981 with four teams participating: AECL, Camp
Dresser and McKee Inc., INTERA Environmental Consultants, and Ontario
Hydro. Preliminary field data from boreholes URL-1 to URL-5 and a network
of overburden piezometers, and details of the geology and meteorology of
the area, were supplied to each team. In Phase II, the three participating
teams, AECL, INTERA and Ontario Hydro, received supplementary
hydrogeological, meteorological and geological data, acquired during 1981
and 1982. In Phase III, the four participating teams, AECL, INTERA,
Ontario Hydro, and the Swedish KBS, received additional hydrogeological,
geological and meteorological field data. This phase, which commenced in
1983 October, will yield the final predictions before the commencement of
the URL shaft excavation.
The hydrogeological modelling strategy is to divide the
modelling into regional and local (near-field) scales. The regional scale
covers tens of kilometres, while the local scale covers a few kilometres.
Regional hydrogeological data are very limited. Surficial water
bodies, such as Dead Creek, Lee River and the Pinawa Channel, are expected
to have some influence on the shallow groundwater flow systems (to about
300 • below surface). At greater depths, flow fields are probably governed
by more distant features, such as the Winnipeg River, Lac du Bonnet, and
the Bird River (Figure 9), all of which provide constant hydraulic-head
boundaries. Boundary conditions at depth were estimated from surficial
water bodies and from distributions of hydraulic conductivity with depth
' . Infiltration/recharge rate data were estimated from water table
data or topographical relief data and hydraulic conductivity distributions
near the ground surface.
Regional models describe the regional flow system and its effect
on the local flow system. During Phase II, regional modelling was
undertaken only by the the AECL team. A three-dimensional, finite-element
mesh, approximately 1.6 km deep, divided into layers, was used. The
-62-
computer code MOTIF (Model £f Transport In Fractured/Porous Media) was used
to model unsaturated/saturated flow and transport in fractured/porous
media. The flow equation was solved by a finite-element method. The
infiltration rates were adjusted until the computed water levels
corresponded to observed data at the URL lease area. Several sensitivity
analyses were performed to assess the significance of various boundary
conditions, the horizontal extent of the modelled area, the importance of
the imposed flow regimes (saturated or unified saturated-unsaturated), the
significance of Dead Creek, and the extent to which the hydrogeological
environment might be affected by the construction of the URL.
Results from regional modelling indicate that the horizontal
extent of the modelled area is adequate. Groundwater flow systems near the
URL lease area are not sensitive to vertical boundary conditions, and
perturbations of boundary conditions do not cause any perceptible changes
within a radius of 10 km from the URL shaft. On the regional scale, both
the saturated and saLurated-unsaturated flow regimes yielded identical
results for the existing flow systems. The magnitude and extent of
drawdown caused by the URL shaft construction was higher for the saturated
regime, but still adequate for regional modelling. The more precise
saturated-unsaturated regime, however, will be required in local models.
After the URL shaft construction had been included in the model, the
maximum radial distance from the shaft at which drawdown could be detected
at steady state was found to be approximately 5 km. If the infiltration
rates remain steady, the flow systems should approach steady state after 30
years.
Three modelling teams, AECL, Ontario Hydro, and INTERA,
participated in local flow-system modelling. AECL's model is represented
by an equivalent porous medium extending to a depth of 500 m, with three
major subhorizontal fracture zones represented by planar elements. The
boundary conditions were estimated from field data and from the regional
flow model. Initial modelling results compare favourably with observed
hydraulic-head distributions • The model used by INTERA (employing
-63-
the SWIFT code) < 1 5 9) differs from the earlier model ^ 1 5 0 ) in areal extent
and in depth. The model was calibrated by adjusting parameters until good
agreement was obtained between the model and observed data. The maximum
flow rate into the shaft was estimated to be 0.375 L.s . The model
adopted by Ontario Hydro is two-dimensional, and was used to perform
sensitivity analyses on boundary conditions.
6.2.3 URL Facilities Development
Following the selection of the URL shaft location in 1982, the
surface and underground facilities were designed (Figure 12). The surface
facilities will provide the services necessary to maintain the underground
operation and facilitate the development and execution of experiments.
Facilities include an office and public affairs building, a laboratory and
maintenance building, a headframe and hoist complex, and a drill-core
storage building.
The underground facilities comprise a 255 m deep rectangular
access shaft, a ventilation raise, and an experimental test area. Two
access stations will be available for experimental accivities. The upper
shaft station, at a depth of about 130 m, will be used for hydrogeological
tests. The lower shaft station, at a depth of 240 m, will provide access
to the test area. The test area will consist of an access drift, a shop
and instrumentation room, three parallel rooms for muiticomponent tesfs, a
hydrogeology and geochemistry area, and an area for excavation response and
shaft—sealing experiments. The upper portion of the excavation response
test area will be in fractured rock and will also be the location for
discrete fracture flow and chemistry tests. The final layout of the
underground facilities will be established when data are available from
piJnt boreholes and rock-mass stress tests at the lower shaft station.
The new access road to the construction site and site grading
and levelling have been completed. Construction of the office building,
laboratory and maintenance building, drill-core storage building,
- 64 -
1016 -OFFICE/PUBLIC AFFAIRS BLDG.
1017 -MAINTENANCE GARAGE AND CORE
STORAGE BLDG1019 -MINE WATER SETTLING POND1021 - ESCAPEWAY AND VENTILATION BLC1022 - LABORATORY AND MAINTENANCE1026 - HEADFRAME, HOIST BLOG.
M2-IIM2-I2
2-012-022-032-042-O52-062-072-102-13
SHAFT
VENTILATION RAISEEXCAVATION RESPONSE RAISEUPPER LEVEL SHAFT STATIONMULTICOMPONENTTEST ROOMHYDHOGEOLOGr / GEOCHEMISTRYTEST AREAEXCAVATION RESPONSE TEST AREAMULTICOMPONE.MT TEST ROOMLOWER LEVEL SHAFT STN.ELECTRICAL SUB-STATIONACCESS DRIFTPUMP STATIONSHOP/INSTRUMENTATION TEST AREAVENT RAISE ACCESS DRIFTEXCAVATION RESPONSE ACCESS DRTMULTICOMPONENT TEST ROOMHYDROGEOLOGY /GEOCHEMISTRYTEST AREA
FIGURE 12: URL Design Layout
-65-
electrical substation, pump house, and the foundation for the headframe and
hoist complex is in progress. Surface facilities will be completed by 1984
March and shaft excavation will begin during 1984 May.
6.2.4 Underground Experiments
The underground experiments will be carried out in three phases:
the construction phase, the geotechnical characterization phase, and the
operating phase. The construction phase experiments are those in which
excavation is an integral component, or which can best be performed during
construction. During the geotechnical characterization phase, the test
area for the operating phase experiments will be characterized. The
operating phase will involve major experiments to study potential
conditions in a disposal vault.
The shaft collar was excavated to 15 m during the summer of
1983. The excavation was used to test experimental methodologies and
procedures to be used during the construction phase. These include
geological mapping and stereophotography of the shaft walls, the
application of geophysical techniques to the shaft walls, the testing of
instruments during blasting, techniques to identify excavation damage, and
determinations of stress. In addition, small packer assemblies to collect
groundwater seeping from fractures in the shaft wall, and thermistors to
measure rock mass temperature, were installed.
6.3 GEOMECHANICAL MODELLING AND ENGINEERING STUDIES
6.3.1 Geomechanical Modelling
In order to understand better the time-dependent behaviour of
rock, masses, for use in geomechanical models, the theory of linear elastic
fracture mechanics is being applied to microfracturing in rock. Early work
in this field has focussed on determining the parameters necessary to
-6b-
describe the growth of microfractures in intact rock, and on modelling
stress-relaxation phenomena . The modelling is now being extended to
take into account microfracture populations and dis t r ibut ions . For
comparison with standard creep data, a study of rock creep has been carried
ouc using Lac du Bonnet granite
Joints that bound blocks of intact rock are probably the
dominant factor in the physical and hydrogeological response of a rock
mass. It is therefore necessary to understand the characteristics of
joints and to develop a method for incorporating them into models of rock
mass behaviour. A rock joint model has beer, developed and the methodology
for collecting the necessary field data established . Preliminary
field data have been collected by testing joints from URL dril l cores.
Geomechanical modelling has been undertaken as part of the URL
project. The rock mass response to shaft excavation has been calculated
using two-dimensional plane s train and axi-symmetric models. Both
boundary-element and finite-element methods have been used. These analyses
provide estimates of the shaft wall closure, for comparison with
measurements that will be made during rock, mass response tests in the shaft(164)_
The Rosenbluth statistical method was used to estimate the
influence of var iabi l i ty in rock mass properties on the near-field
deformations around a disposal vault. This method provides an assessment
of the mean and standard deviation of the thermomechanical response, rather
than the probability distr ibutions for the thermal and mechanical
properties provided by the Monte Carlo method.
Several near-field thermal and mechanical analyses were
completed for nine combinations of waste form, container size and heat
output ^ . The analyses indicated that for both in-room and borehole
emplacements, the container skin temperature was less than 150 C and the
-67-
volume average backfill temperature was less than 100 C.
Calculations were performed to estimate the effective thermal
conductivity of a groundwater-saturated, low-porosity rock mass ^ . It
was found that the thermal conductivity does not deviate from that of
intact rock by more than 10%.
6.3.2 Engineering Studies
Since the proposed vault concept and alternatives must be
considered in the concept assessment, engineering studies have been
undertaken to evaluate several disposal vault and emplacement geometries.
Detailed conceptual studies of a vault in which all wastes are emplaced on
a single level at a depth of 1000 m were reported earlier . A
multi-level vault concept and alternative emplacement geometry
studies are discussed below.
Multi-Level Vault
The multi-level vault study was undertaken to determine if a
multi-level vault would be feasible for used fuel or fuel recycle waste,
and to define the scope of further studies needed to advance the design to
the same detail as that of the single-level vault. In the first phase of
the study, thermal and thermal-mechanical analyses were performed for the
disposal of fuel waste in granite and gabbro vaults. Preliminary
conceptual designs and cost estimates were prepared for comparison with
those for the single-level vault.
The potential advantages of a multi-level vault are a more
effective use of the vertical extent of a pluton and a reduced horizontal
area. This is important, since the usable horizontal extent of some
plutonic rock masses may be restricted by major faults or other geological
features. Similarly, plutons that would be considered too small for a
single-level vault might be suitable for a multi-level vault.
-68-
It was assumed that the single- and multi-level vault conceptual
designs had identical fuel waste immobilization plants and waste handling
and container preparation facilities, similar surface and underground
layouts, similar emplacement methods, and identical thermal and mechanical
rock mass properties and waste heat decay rates. The heat decay curves
used for the used fuel and fuel recycle waste are shown in Figure 13. In
both cases, 10-year cooled fuel was assumed, with immediate reprocessing
for the fuel recycle waste. The thermal conductivity of the rock was taken
to be 3.0 and 2.0 W/°C for granite and gabbro, respectively, the maximum
container skin temperature 150 C, the maximum volume average backfill
temperature 100°C, the geothermal gradient 15°C per 1000 m depth, and the
surface temperature 0°C. It was assumed that the perturbed fracture zone
extended downward from the surface to a maximum depth of 100 m and that the
horizontal to vertical stress ratio, K Q , was either constant or a function
of depth. The value of K strongly affects the depth of the perturbed
fracture zone.
The results show that the construction cost of a multi-level
vault for used fuel is greater than that of a single-level vault, with no
reduction in plan area, since it is necessary to reduce the loading density
to satisfy the thermal constraints. Therefore a multi-level vault is not
recommended for used fuel.
A multi-level vault, however, appears to be feasible for fuel
recycle waste. For two-, three- or four-level vaults, the 100°C limit for
the backfill was never exceeded (Figure 14). The perturbed fracture zone
limit of 100 m (for K as a function of depth) was met by the two- and
three-level vaults, but was exceeded by 25 m with the four-level vault.
Although a slight lowering of the loading density bring the perturbed
fracture zone within specification for the four-level vault, the additional
reduction in horizontal area would be less than 8%. Thus, the two- and
three-level vaults appear to be reasonable alternatives for fuel recycle
waste.
- 69 -
1.0
a! -IS 10
a.
O
Ia.
-210
10.-3
1 1
1 I 1
1
1 1
1 1 1
1 t i l l
J 1 I 1 1 1
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\
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1 \ 1 1 1
1 1
1 1
1 ""
1 1
1
1 1
I I
II
Jr
10 100 I 000
TIME AFTER WASTE EMPLACEMENT (YEARS)
10 000 50 0OO
FIGURE 13: Heat Decay Curves for Used Fuel (IF) and Immobilized FuelRecycle Waste (IW)
- 70 -
100
80
u!5 60a.UJDC
<or
20
-y—
-x - x - -x—
I SINGLE-LEVEL VAI'LT
I TWO-LEVEL VAULT (UPPER AND 10'AER LEVELS)
THREE-LEVEL VAULT (UPPER AND LOWER LEVELS)
THREE-LEVEL VAULT (MIDDLE LEVEL)
FOUR-LEVEL VAULT (UPPER AND LOWER LEVELS)
l"OUR-l.EVEL VAULT (MIDDLE LEVELS)
10 100 1000TIME AFTER WASTE EMPLACEMENT (YEARS)
10 000
FIGURE 14: Temperature Rise in a Fuel Recycle Waste Vault Located inGabbro. Gross thermal loading is 17.2 W>m~2. The actualtemperature is obtained by adding the ambient temperature ofthe rock (15°C) to the temperatures shown in the figure.
-71-
Significant thermal interaction between the levels occurs after
200 years, reaching a maximum at 1000 years, with the middle level the
warmest. At 10 000 years, the original geothermal gradient is almost
restored. The maximum depth of the perturbed zone is 25 m for gabbro and
100 m for granite. For gabbro, the limit on the backfill temperature is
the controlling parameter. For granite, the limits placed on the backfill
temperature and the depth of the perturbed fracture zone are the
constraints.
For all cases meeting the far-field constraint, i.e. a maximum
100 m depth of perturbed fracture zone for gabbro or granite, the 150 C
container skin temperature limit was never exceeded. The peak temperature
and the time of its occurrence, calculated by the near-field model,
compared well with those calculated using larger scale models.
A study of the vault operational and capital costs indicates
that the cost per container for a multi-level vault concept would be about
11.5% higher than for a single-level vault.
6.3.3 Long Borehole Emplacement
A potential alternative to the emplacement of single containers
in boreholes in the floors of rooms in either single- or multi-level vaults
is emplacement of stacks of containers in long boreholes between two
levels. In this concept, the containers are placed in a large volume of
rock away from the excavation-damaged zone surrounding the emplacement
rooms.
Calculations show that disposal of used fuel in a long borehole
configuration will require a volume similar to that of a multi-level vault.
Both the multi-level and long borehole emplacement studies indicate that
vertical stacking of used fuel would not significantly reduce the
horizontal area of the vault, since vertical stacking requires a decreased
loading density, to satisfy temperature constraints.
-72-
Vertical stacking of fuel recycle waste is possible and would
signficantly reduce the horizontal extent of the vault. Although no costs
were developed for this alternative, a total cost increase of about 11
percent would be anticipated, as was found in the multi-level study.
Thus, the long borehole concept does not appear to have any significant
advantages over the multi-level concept.
6.4 GEOSPHERE MODELS
In the initial post-closure environmental and safety assessment
, the model for migration of radionuclides in the geosphere assumed
constant steady-state groundwater flow without dispersion along a
one-dimensional flow path. The ranges of the parameters controlling
radionuclide migration in the geosphere (path length, porosity,
permeability, hydraulic gradient, and radionuclide sorption coefficient)
were based primarily on literature values and on the limited data available
from field research at that time.
The geosphere modelling project has been established to ensure
that the model used for future assessments is based on observed ranges of
parameter values for relevant geological and hydrogeological conditions.
Each research area will be analyzed using computer codes for groundwater
flow and mass transport in order to derive representative geosphere
parameter values.
Based on the distribution and character of potential groundwater
flow paths, a descriptive model of various hydrogeological systems is being
developed, showing the location in three dimensions of the features that
control groundwater flow. The groundwater flow in the absence of a vault
will be modelled and calibrated against field measurements. A hypothetical
-73-
disposal vault will then be located at a depth of 500 m to 1000 m below the
surface. The characteristics of the vault will be based on the conceptual
vault design ' . The descriptive model, including the vault, will
be reviewed to assign boundary conditions and generate elements for
analysis by the three-dimensional finite-element computer code, MOTIF.
Modelling will be then carried out, assuming the presence of a vault. The
sensitivity of the modelling results to variations in parameter values, to
the location and nature of the boundary conditions, and to the character of
the grid elements will be evaluated. Finally, the ranges of geosphere
parameter values and their distribution will be developed for use in the
environmental and safety assessment.
During the year, the Whiteshell Research Area was selected for
the first geosphere modelling. A descriptive model is being developed
based on data from various sources, including ourveys of regional and local
geological conditions, hydrogeological conditions, geophysical surveys,
water analyses, geochemical analyses and rock properties.
6.5 GEOCHEMISTRY AND APPLIED CHEMISTRY
The objective of the geochemistry and applied chemistry research
is to quantify the chemical and physical interactions that occur between
radionuclides and the geological materials lining waterbearing fractures in
Plutonic rock. This information is essential for assessing the geosphere
as a barrier to radionuclide migration.
The interactions between dissolved tadionuclides and geological
materials are a function of groundwater composition, the nature of the
radionuclide, and the physical, chemical, and mineralogical properties of
the geological material . Geochemical processes are often very slow,
and kinetic effects have to be taken into account when extrapolating
results from laboratory experiments to long times. Two approaches are
-74-
used. The first uses information from laboratory and field experiments,
and the second involves studies of natural geological processes that have
been in progress for long periods of time.
6.5.1 Groundwater-Rock Interactions
Chemical reactions between groundwater and rock lead to changes
in their chemical compositions. The physical and chemical characteristics
of materials lining rock fractures are also altered. The chemical and
physical properties of rock and groundwater will affect the sorption,
diffusion, and migration of radionuclides. A literature search of the
stability, solubility and dissolution kinetics of the primary and
alteration minerals associated with granitic and gabbroic rocks has been
completed
A mechanism has been proposed for the dissolution kinetics of
framework aluminosilicates ' . I n alkaline solutions, hydroxyl ions
react with the mneral surface yielding activated complexes. These are
then hydrated to form dissolved aqueous complexes, resulting in exposure of
a fresh mineral surface to the solution. This process continues until one
of the products reaches saturation in solution or until the mineral is
completely dissolved.
Surface alteration of feldspars under hydrothermal conditions
(150-200°C) in granite groundwater and saline solution has been studied,
and alteration products have been identified by infrared spectroscopy
. Kaolinite and boehmite were identified after reaction with granite
groundwater. The predominant product of alteration in saline solution was(32)
montmorillonite clay
An internally consistent set of thermodynamic data, initially
for the system Na-K-Ca-Mg-Al-Si-H-C-O, is being developed. Thermodynamic
properties of fifty-nine minerals in this system have been evaluated using(32)
a linear programming method
-75-
Developraent and adaptation of the chemical equilibrium code
PHREEQE into an interactive code PHREEQI continues. Good agreement has
been obtained for major element concentrations in groundwater in
equilibrium with primary and secondary minerals, using various chemical( 32 )
equilibrium codes • The codes use the Debye-Huckel
activity-coefficient equation, which has limited accuracy for the high
ionic strength saline solutions found at depth in the Canadian Shield. The
application of more suitable codes, such as those using ion-specific
interactions, is now being investigated.
6.5.2 Waste-Rock Interactions
Reactions between dissolved radionuclides and the rock
surrounding a disposal vault can retard radionuclide migration from the
vault to the biosphere.
Routine static sorption studies of four representative
radionuclides (strontium-90, cesium-137, cerium-144 and ttmericium-241) have
been performed on rock samples from the Whiteshell and Atikokan Research
Areas. The results generally confirm an earlier observation that sorption
increases with increased mafic mineral content of the rock . However,
dynamic sorption studies on granite and gabbro did not show this effect for
cobalt-60, selenium-75, cesium-137 and cerium-144. Further studies are
planned to resolve this apparent discrepancy.
The interaction of cesium ions with feldspar at 150 C and 200 C
has been studied in distilled water, granite groundwater and saline
solution . At relatively !-igh concentrations of cesium ion (>10_3
mol. dm ) pollucite (CsAlSi.,0, , was identified by infrared spectroscopy
and scanning electron microscopy. Surface analytical techniques (XPS, SAM)
showed that cesium was sorbed onto the feldspar surfaces and onto the clay
minerals formed as hydrothermal alteration products of the feldspar
Static sorption experiments with cesium-137 on fracture surfaces
-76-
containing alteration and infilling minerals have shown a sorption
coefficient two orders of magnitude greater than that on a machined
unaltered rock surface. This observation agrees with autoradiographic
determinations of sorbed radionuclide distributions on thin rock sections
cut orthogonally to the fracture surface x
Investigations have begun into the stability, composition, and
thermodynamic properties of the phosphate minerals, apatite and monazite( 32 )
' . Phosphate minerals are highly insoluble and are capable of
incorporating lanthanides and actinides into their structure. Apatite
[ (Ca.(PO, )T(F,011,C1) ] may be able to accept iodide ions into its matrix.
Synthesis of lanthanium phosphate and calcium carbonate-hydroxy apatite at
temperatures below 100°C is being carried out. An attempt will be made to
incorporate 1 and actinides into calcium carbonate-hydr-<xy apatite during
its synthesis.
To improve our understanding of the sorption behaviour of
neptunium on geological materials, an assessment of thermodynamic data for
(32)selected neptunium solids and solution species has been made ^ . The
solubility of neptunium under reducing conditions is low and appears to be
similar to that of uranium.
Detailed static and dynamic technetium sorption experiments on
various minerals are continuing *• . Magnetite and todorokite (MnOOH)
sorb technetium, the former probably by a redox mechanism. Dynamic
mixing-cell experiments have shown that pertechnetate does not react with
augice in air-saturated solutions. However, a significant interaction was
observed when technetium was present as a Tc(IV) carbonate complex under
ano:cic conditions .
Laboratory experiments have been developed to represent long
groundwater residence times in fractures. A "stop-flow" experiment, which
relies on capillary action to maintain a liquid film in the fracture,
provides low flow rates by dropwise addition of an eluting solution to the
-77-
top of the fracture. Initial results in a machined fracture in granite
show a measured cesium-137 retardation comparable to that calculated from
experiments under static conditions.
Radionuclide migration studies at elevated temperatures and
pressures are continuing. Experiments with cesium—137 have shown a
decrease in dispersion with increasing temperature, which supports the
suggestion that the large dispersion observed at room temperature is, at
least in part, the result of low sorption and desorr :ion rates.
Models describing radionuclide sorption processes are being
developed. Rate constants determined for various sorption processes
indicate that equilibrium is achieved within several days for ion-exchange
processes under oxidizing conditions. Oxyhydroxide reactions and other
mineralogical and physical processes take longer to achieve equilibrium,
but on the time scales relevant to groundwater flow rates, they provide
more significant retardation of radionuclide migration than does ion
exchange. A model incorporating three types of sorption sites was used to
describe sorption and desorption of cobalt-60, selenium-75, cesium-137, and
cerium-144 on Lac du Bonnet granite
Although the porosity of granite is low (less than 0.4%), the
total volume of pore apace surrounding a waste vault is considerable. This
volume can act as a storage sink for non-sorbing radionuclides such as
iodine-129, thus impeding their migration in the geosphere. The rate of
iodide ion diffusion through a rock membrane is being studied in a
diffusion cell, consisting of two reservoirs separated by a rock disc
acting as a porous membrane. One reservoir is filled with distilled water
and the second contains dilute iodide solution that is continually eluted.
This technique has been used in diffusion studies with fresh Lac du Bonnet
granite, and the results are being compared to those obtained from static
experiments. To support the diffusion studies, finite-element calculations
are being used to model the static and dynamic diffusion
-78-
6.5.3 Natural Analogues
A study of the geological record that exists in and along
groundwater-bearing fractures in plutonic rock can provide information for
use in predicting radionuclide behaviour. Examinations of geological
analogues to a disposal vault, such as naturally occurring uranium
deposits, can be used to assess the behaviour of radionuclides in the
geosphere. These studies include quantitative trace-element analyses, the
determination of isotopic ratios of members of the actinide decay series,
and structural analysis of actinide-r.ich minerals.
The chemistry and petrology of the Lac du Bonnet batholith are
being studied . Analysis has shown that the secular equilibrium of
the uranium-238/uranium-234 and uranium-234/thorium-230 pairs in bulk rock
has not been disturbed during the last million years, indicating that the
rock has nor. been exposed to flowing groundwater. In contrast, a
considerable disequilibrium of the uranium-238/uranium-234 pair has been
found in the highly weathered zone around open fractures, indicating a
partial depletion of uranium--234 during the last million years ' .
Uranium disequilibrium analysis is also being applied to individual
titanite (sphene) grains in fractu-e-filling material to analyze the extent
of actinide migration during the last one million to one billion years.
Naturally occurring titanite can be considered as an analogue for the
titanite proposed as a waste—form component.
Because of similarities between uranium ore deposits in northern
Saskatchewan and the proposed disposal vault, two uranium deposits have
been studied in detail. In both cases, the uranium deposit is surrounded by
a clay mineral halo, and separated from the biosphere by several hundred
metres of rock. The temperature during the uranium ore deposition peaked
at 150-200 C, and the ore-forming solutions were more saline than deep
groundwaters in the Canadian Shield. Dating of the uranium deposits shows
that the ore was formed more than a billion years ago. In well-defined
uranium deposits, the uranium was observed to have migrated less than 5 m
into the clay surrounding the ore body during the last billion years.
-79-
7. ENVIRONMENTAL RESEARCH
Environmental research is being carried out to develop an
understanding of processes in the biosphere, so that radionuclide migration
in the surface environment can be adequately predicted • The research
includes the design of predictive models and computer codes to be used in
assessment studies, and the determination of appropriate model parameter(32 33)
values for the assessments ' . The significant pathways for
radionuclide migration through the biosphere are being modelled in order to
estimate the potential radiation dose to man.
Studies of processes in the biosphere have focused on
environmental fluid dynamics, chemistry and biology. Environmental fluid
dynamics describes the migration of radionuclides within three biosphere
compartments - the atmosphere, the surface water, and the sub-surface water
- and the intercompartmental transfers that occur. Environmental chemistry
deals with the chemical interactions taking place in the compartments, or
at interfaces between them, that affect the migration of r^ionuclides.
Environmental biology deals with the physical and chemical factors that can
affect the biologically influenced distributions of radionuclides within
and between the compartments.
7.1 ENVIRONMENTAL FLUID DYNAMICS
7.1.1 uroundwater Discharge
An important aspect of the environmental studies is the
determination of sites where radionuclides transported by groundwater might
be discharged. Methods for locating discharge zones are being developed,
and the geochemical properties of the discharges are being studied.
Airborne infrared scanning under winter conditions, when warmer groundwater
-80-
discharges can best be detected, has been used to detect previously unknown
discharge points at the Chalk River (RA2) and East Bull Lake"*(RA7) Research
Areas . A discharge area of only 0.25 m of groundwater at 0 to 1°C
could be detected against ice or snow at -15 C from an elevation of 200 m.
Direct measurement of the groundwater flux from bedrock to
overburden or surface water is difficult. Measurements of groundwater flow
through fractures in shallow (<100 m deep) boreholes near Maskinonge Lake
(RA2), provide evidence that older water is moving to the surface. It
appears that groundwater is flowing to the lake, and a technique is being
developed to determine the discharge sites from thermal and electrical
conductance measurements in the lake sediments.
When discharges occur from bedrock to surface streams through
the overburden, the relative contributions to the stream flow from
groundwater and precipitation are difficult to determine. The groundwater
contribution is being estimated for the five inlet streams to Perch Lake
(RA2) using differences in the deuterium content of groundwater and the
isotopically lighter snowmelt. During the spring runoff, the initial
groundwater influx to two streams, with more than half their basins
occupied by wetlanas, decreased as the snowmelt proceeded. The snowmelt
increased the height of the water table to ground surface, allowing direct
runoff. For the three other streams, which have little wetland, there was
little direct influx of snowmelt.
A possible mechanism for generating the hydraulic head needed
for groundwater release is the capillary fringe effect. A small influx of
water to a nearly saturated zone under tension above the water table can
release the tension and cause a rise in the water table. This effect was
simulated using a finite-elem<
the model have recently begun.
simulated using a finite-element mathematical model • Field tests of
The possibilities of digital mapping as a tool for correlating
morphological, biological, geological, meteorological, and other data are
-81-
being explored . From the data, maps showing integrated information can be
prepared on various scales. A pilot project, using a LANDSAT satellite
image, has identified and mapped areas of stressed and unstressed
vegetation as indicators of groundwater discharge.
7.1.2 Dispersion in Groundwater
Several models have been developed to interpret experimental
data on groundwater flow *• . A convection-dispersion model with a( 32)
single value of longitudinal dispersivity gave a good fit to the
measured data from a 20-m field test, where a tracer pulse was carried
along three zones with different flow velocities. Small column experiments
gave essentially the same dispersivity values . Thus, dispersivity
characteristics determined on a small scale appear to be applicable to
larger scales. A more extensive sampling network in a 50-m field tracer
test has been established to determine vertical as well as longitudinal
dispersivity.
Tracer tests were accompanied by pulsed-radar remote sensing of(1921)
overburden stratigraphy v . This technique has been used to correlate
radar reflections with stratigraphic features, to resolve bedrock at 30 m
depth, and to define the water table, and it could prove to be a powerful
tool for overburden research.
7.1.3 Surface-to-Atmosphere Transport
The distribution of radionuclides in the atmosphere over very
long time-scales has been examined » '. A review of atmospheric(32}
suspension, resuspension and deposition has been completed and studies
of the suspension of particulates from snow, soil and plant canopies have
commenced. Only the lightest particles (less than 100 jam diameter) can be
truly suspended and stay aloft, but the movement of larger particles on the
surface (creep and saltation) can initiate the suspension.
-82-
Predicting particle fluxes for a wide range of soils, topography
and canopy types is difficult. Empirical data from agricultural research
on wind erosion are being evaluated to determine whether they can be used
to predict suspension rates. The influence of forest fires and freshwater
surfaces are also being investigated.
7.2 ENVIRONMENTAL CHEMISTRY
Interactions of radionuclides with overburden can retard
radionuclide migration, and changing chemical conditions, either along an
aquifer or with time, can affect the interactions. Since radionuclides can
exist as different chemical species, methods are being developed to
identify them in overburden. For example, seven anionic species of
cobalt-60 were identified in a contaminant *lume by anion-exchange
chromatography. This method is being developed to measure the speciation
of actinides and trace metals in natural flow systems.
A distribution coefficient, K,, relating the concentration of a
radionuclide sorbed on soil to its concentration in groundwater is a widely
used empirical parameter. It is based on the assumption that a sorption
reaction is reversible and that equilibrium conditions prevail. Although
these conditions are not always met, K, is often a sufficiently good
approximation, and is readily included in convection-dispersion models.
The equilibrium adsorption-desorption model adequately describes
strontium-85 migration in field columns prepared from corf-s of Chalk. River, (194)
sands
The existence of contaminated aquifers at Chalk River for 30
years has provided an opportunity for studying the sorption of some
radionuclides ^ • For example, the strontium-90 plume from an old
nitrate decomposition plant nuw stretches 335 m. Fifty-five boreholes
-83-
were cored and 600 san-lc-s of sand and associated pore water were analysed
for strontium-90. A two-dimensional finite-element code for modelling
coupled flow and solute transport is being used to describe the
characteristics of the plume.
The chemical processes occurring at the interface between
saturated and unsaturated zones in soils are extremely important in
determining the transfer of radionuclides to plants. The migration of
radionuclides in unsaturated soil has been modelled in terms of unsaturated
soil depth, rainfall, evaporation, soil hydraulic conductivity and a series
of K, distribution coefficients * . The migration is driven by the
upward capillary rise and the downward leaching by rainfall. The model
will be experimentally tested with nine elements (uranium, neptunium,
thorium, chromium, technetium, cesium, iodine, molybdenum, and lead) on 80
undisturbed cores of immature podzolic soil. In a preliminary study, good
agreement was found between calculations and experimental results
The availability of radionuclides introduced into surface waters
from groundwater depends on the interaction of the radionuclides with
sediments. The processes that control the rate of radionuclide
sedimentation and their behaviour in sediments are not well known.
Recently, the hypothesis that the rate of sedimentation would be inversely
proportional to the ionic strength of the lake water was tested using
cesium-137 measurements on sediment cores from eight snail softwater lakes
in the Canadian Shield. Contrary to expectation, the sedimentation rates
in these lakes were less than those estimated for the Laurentian Great
Lakes.
An analysis of water samples collected over six years from the
Ottawa River, above and below Chalk River, showed that cesium-137 has been(198
sorbed on sediments and is being released back to the water . This
was confirmed by measuring the fallout cesium-137 mass balance for Perch
Lake, and by analysing published data for Lake Erie.
-84-
The chemical evolution of soils could affect the long-term
behaviour of radionuclides in soil. In the Canadian Shield, soil profiles
are typically of podzolic form with well-defined horizons. The uppermost
horizon is organic-rich, the next is quartz-rich and the lowest is rich j.n
iron and aluminiur compounds and humic solids. The podzolization process
is being studied in soils in the Lake Nipigon area of northern Ontario, and
the horizons of 18 podzols were analysed for major and minor elements and
for organic species v . Results show that the Shield podzols are at an
early stage in their evolution so, by comparison with the known character
of a mature podzol, the direction of change can be anticipated.
The association of radionuclides with small organic or inorganic
particulates or colloidal materials suspended in groundwater could(199)
facilitate radionuclide transport through sands . Thus, the leaching
of plutonium and americium by natural groundwater from field columns is
being studied under oxidizing and reducing conditions. No association of
plutonium and americium with particulate organic carbon was detected, but
higher releases of these radionuclides were observed for higher total
organic carbon content in the groundwater under oxidizing conditions.
Under reducing conditions, the releases were lower at higher total organic
carbon content.
7.3 ENVIRONMENTAL BIOLOGY
The ratio of the concentration of a radionuclide in a plant to
that in the surrounding soil (the concentration factor) can be measured
experimentally. A data base on the uptake of radionuclides by plants is
being established. Emphasis is on observed concentration factors and on
the role of roots in removing radionuclides from soils. A literature
review of root types and rooting patterns of plant species typical of the
Canadian Shield and of agronomic crops that can be produced on the Shield
is also underway-
-85-
A two-year study has started on the uptake by blueberry bushes
of uranium, cesium, lead, iodine and selenium from an acid organic soil.
The distribution of radionuclides in the plants and in the soil and soil-
water will be measured at various times. Preliminary results indicate that
uptake is proportional to soil concentration for cesium and selenium, but
not for iodine.
Most of the terrestrial food-chain pathways have been
extensively studied and documented. A pathway that has received little
attention, soil ingestion by farm animals, has been found to be more
important than some pathways included in assessment models l . Cattle,
for example, ingest 1-2 kg of soil per day by involuntary intake, which may
provide some essential elements (cobalt, manganese, selenium, zinc, and
copper). Radionuclides in the soil will also be ingested. Thus, the soil
ingestion pathway could be more important than the root pathway for
radionuclides that are poorly transferred from soil to plants (i.e. iron,
promethium, polonium, tborium, uranium, plutonium and americium).
It is likely that over long periods of time the human diet will
change due to cultural changes. Whatever these cultural changes, the diet
must meet the physiological requirements necessary to ensure the health and
survival of man. These requirements include energy, water, minerals,
proteins, essential fatty acids and amino acids, and vitamins. Since the
requirements are closely related to variables such as age, body mass,
temperature, and sex, a model is being developed that uses these variables
to predict the physiologically necessary diet for man ^ .
The dose-conversion factors, which relate intakes of
radionuclides to th-i radiation dose, have beer, updated and documented(32 202)
. T o predict doses to man from sources external to the body, the
computer code EDEFIS has been designed and implemented . EDEFIS
calculates effective dose equivalents for immersion in air and water, and
can handle up to 496 radionuclides. It considers 24 organs or tissues, and
-86-
takes into account gamma, beta and X-ray radiation.
7.4 ASSESSMENT MODELS AND PARAMETERS
The computer code ETM (Equilibrium Transport Model) was designed
to model the migration of radionucliJes in unconsolldated materials via
groundwater from bedrock to a discharge zone • The code contains a
one-dimensional, convection—dispersion model to account for solid/solution
reactions, using K, parameters.
Another computer code, SCEMR , models the migration of
radionuclides from groundwater through the unsaturated zone. The
predictions of SCEMR (S_oil Chemical Exchange and Migration of
Radionuclides) have been examined for a range of values of input
parameters, such as radionuclide concentration in groundwater, rainfall, K,
parameter, and hydraulic properties of the soil. The output from SCEMR can
be readily incorporated into the assessments of disposal systems.
The food-chain computer code LIMCAL has been documented in both
deterministic and stochastic versions * ' . Distributions of dcse/
concentration ratios for 57 radionuclides, for adults and infants and five
major food pathways, have been tabulated . The 570 distributions can
be used in assessments. The parameter that accounts for most of the
variability is the dose-conversion factor.
Concentration factors are often used for predicting uptakes of
radionuclides from soils by plants, and are applied in assessment models( 7 Oft
Concentration ratios for radionuclide partitioning between plants
and soils for about 20 elements are being calculated from field data. A
survey of plant uptake parameters is being conducted at Black Lake,(209)
Manitoba v , where plant samples are being collected from sites near avery low grade uranium ore body. For ten selected plant species, the range
-87-
of concentration ratios between soil ash and plant ash was 0.04-3.03. (The
literature value of 1.5 used in earlier assessments falls within this
range.) It was observed that at very low concentrations of uranium in
soil, the element is taken up more readily than predicted by the average
concentration ratio.
Data on climate, soil types, hydrology, drinking well
distribution and usage, and lake distributions ^ * were added to the data
base of parameter values representative of the Canadian Shield.
8. ENVIRONMENTAL AND SAFETY ASSESSMENT
The objective of the environmental and safety assessment is to(21)
assess the impact of a disposal facility on man and the environment
The assessments are being published in a series of Concept Assessment
Documents. The first interim Concept Assessment Document was published in(172 211 212)
1981 v > » ' an(j th e second is in preparation. A formal Concept
Assessment Document, to be issued in 1988, will be the focus of the concept
evaluation through the regulatory review and public hearing.
The environmental and safety assessment has two major
components: pre-closure assessment and post-closure assessment.
Pre-closure assessment covers the period up to and including vault
backfilling, sealing and closure. Post-closure assessment deals with the
period after the vault has been sealed, the surface facilities
decommissioned and the surface environment restored.
8.1 PRE-CLOSURE ASSESSMENT
The pre-closure assessment deals with the potential health,
environmental and socio-economic impacts of construction of a disposal
facility, transportation, immobilization and emplacement of the fuel waste,
-88-
backfilling and sealing of the vault and decommissioning of the surface
(33)facilities v . It involves analysis of radiological pathways, the impact
on the natural environment, the use of natural resources, socio-economic
impacts, occupational safety, public safety, and security and safeguards.
In the radiological pathways analysis, estimates are made of the
potential radiation dose from operation of the facility, and
transportation of the fuel waste. The design of the disposal facility will
be such that during its operation no worker or member of the public will
receive a radiation dose exceeding the regulatory limit. A radiological
pathways analysis was carried out for a hypothetical disposal facility
sited in ea^h of three regions in the Ontario portion of the Canadian
Shield (north, central and south). Individual doses to man from airborne
emissions were estimated to be very small compared to natural background
radiation, and to vary little from region to region. Individual doses from
waterborne emissions varied substantially, ranging from less than 1% to
about 75% of natural background radiation, depending largely on the
dilution capacity of different waterbodies. All dose estimates wr?re within
regulatory limits for both airborne and waterborne emissions.
Preliminary results indicate that the radiological effect during
used fuel transportation would be small compared with that of natural
background, regardless of the mode of transport. The transportation system
must meet all requirements of the International Atomic Energy Agency, the
Atomic Energy Control Board and Transport Canada.
In the environmental and natural resources analysis, estimates
are made of potential impacts on the natural environment, and the effect of
using up non-renewable resources. The displacement of land use by a
disposal facility would be minimized by siting the facility on land with
The term "dose" used in this report means "dose equivalent" as defined by
the International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication
26, 1977.
-89-
low productive capability or mineral resource potential. Areas with
ecological, geological, historical or cultural value would be avoided.
Although the total land area to be controlled around a disposal facility2
would be about 30 km , less than 10% of the area would be developed and
occupied by surface facilities. The land area would be largely restored
following closure of the site.
The quantity of excavated rock that would require disposal3
(about 4 million m ) is similar to that from the construction of a large
electric generating station or mine. Toxic runoff effects would not be
expected, as a disposal facility would not be located at a site with
mineral deposits.
Established technologies are available for controlling
non-radiological emissions, such as emissions from steam and heat
generation, liquid wastes, and fumes from immobilization using lead. If
lead were to be used as the matrix material in the disposal container, it
could have a significant effect on Canadian lead supplies and reserves.
Thus, alternative matrix materials are being assessed.
In the socio-economic impact analysis, the potential social and
community impacts for four community types - a town, township, county and
new town - were evaluated. A disposal facility could have wide
socio-economic impacts, many of which would be similar to those of other
major projects. Some of the impacts would be desirable, e.g. increased
employment and income in the community, while others would be undesirable,
e.g. increased demands on community services such as schools and hospitals.
Finding ways to minimize the negative impacts is an important part of the
analysis.
In the occupational safety analysis, estimates were made of the
risks to workers In the disposal facility from radiation exposure and
conventional hazards. The radiological risk to workers was estimated to be
1.9 fatalities per 100 million manhours worked, which includes used fuel
transportation, iramobilization and disposal operations. The risk to
-90-
workers due to conventional operational hazards, excluding transportation
and vault excavation, was estimated to be 2 to 4 fatalities per 100 million
manhours worked. The risks compare favourably with those in other
industries with high safety standards. For other activities, including
vault excavation, construction of surface facilities and eventual
decommissioning, it is expected that occupational risks will be similar to
those for comparable industrial activities.
The public safety, security and safeguards analysis estimates
the radiological risk to the public due to abnormal operations, postulated
accidents or potential diversion of nuclear materials. An interim analysis
did not identify any abnormalities or accidents that would result in
significant radiological consequences to the public. Experience and
testing has demonstrated that fuel transportation casks will survive severe
accidents without loss of contents or shielding capability. Existing
security and safeguards measures at nuclear installations will be suitable
for a fuel waste disposal operation.
8.2 POST-CLOSUR? ASSESSMENT
The post-closure assessment considers the potential long-term
effects of a disposal vault and its contents on man and the environment
after the vault has been sealed and the surface environment restored
. The assessment is based on a systems approach, and draws
together information from all parts of the research program. The systems
assessment is performed using a computer program, SYVAC, which links a set
of sub-models representing the components of the disposal system, (the
vault, the geosphere, and the biosphere).
8.2.1 SYVAC Development
SYVAC (for Systems Var •-,'.;lity Analysis Code) is a stochastic
-91-
computer code that can deal with parameter variability and uncertainty in
the long-term performance assessment of a disposal vault ' . The
first version of the code, SYVAC1, has been used in preliminary assessments
of used fuel disposal in plutonic rock " •* and under the seabed ^
Although the basic concepts of the SYVAC approach remain
unchanged, subsequent development has resulted in a revised version,
SYVAC2. It contains over 1100 parameters and deals with the potential
consequences of more than 60 contaminants. SYVAC2 was intended to be a
major revision of SYVAC1, with emphasis on quality assurance tests and with
extensive modifications to the sub-models. The quality assurance
objectives have not been met in full at this time, but the three
sub-models, representing the vault, the geosphere and the biosphere, and(33)
the executive driver routine, have been extensively modified • New
features include considerations of four-member decay chains, chemically
toxic substances, fuel recycle waste forms, and the dope due to inhalation
and external exposure.
The Vault Sub-Model
The vault sub-model contains descriptions of three major
processes - container failure, the release of radionuclides, and
radionuclide migration through the buffer.
In the vault sub-model for SYVAC1, the containers were assumed
to fail according to a normal probability distribution. Radionuclides were
assumed to be released from used fuel by a short-term "instant release"
mechanism and by long-term congruent dissolution of the UO2 matrix.
Transport through the buffer was assumed to be by convection and diffusion.
A radionuclide hold-up time due to sorption within the buffer was
calculated, assuming the smallest K, (constant distribution coefficient)
for all members of a decay chain. Actinide decay chains were reduced to
3-member chains, with short-lived intermediate species assumed to be in
secular equilibrium.
-92-
SYVAC2 considers both radiotoxic and chemically toxic
substances, and uses 4-member chains to approximate the actinide decay. In
principle, the new sub-models can handle decay chains of any length, but
only 4-member chains are used to reduce computer time.
The frequency of container failure has now been derived from
experimental data on the rate of uniform corrosion of a thin-wall titanium
container, and from the dependence of the corrosion rate on temperature
Some containers fail due to the high rate of corrosion during an
initial high-temperature period- Containers that survive the initial
temperature transient subsequently corrode at a very low rate. However, in
the current assessment, all containers were assumed to fail by the early
failure mode.
In SYVAC2 the release of radionuclides from the used UO fuel
is described by a release model similar to that in SYVAC1. However, the
"instant release fraction" is now described by a probability distribution
rather than a single value, and a wider range of values is used for the
solubility of the U0 2 matrix < 3 3 ' 7 0 ) .
The release of radionuclides from the glass waste form is
described by two different models depending on the type of glass. For
sodium aluminosilicate glass, the model is conceptually similar to that for
used fuel, with a short-duration "leach fraction" parameter and a long-time
congruent dissolution parameter known as the "effective glass solubility"(219)
For sodium borosilicate glass, a short-duration "leach fraction"and a long-term constant leach rate parameter are used.
SYVAC2 also considers radionuclide release from other waste
forms, such as zircalloy hulls and special waste forms containing carbon
and iodine *
Migration of radionuclides through the buffer in the vault is
-93-
described by a time-deper.dent, one-dimensional equation containing terms
for convective transport, diffusive transport and linear sorption
isotherms. The boundary conditions at the vault/geosphere interface use a
mass transfer coefficient that allows for coupling of radionuclide
transport between the vault and the geosphere.
The Geosphere Sub-Model
In the geosphere sub-model of SYVAC1, the migration of
radionuclides through the geosphere was represented by a one-dimensional,
transport equation, containing terms for convection, linear sorption and
radioactive decay.
The transport equation used in SYVAC2 is similar to that in
SYVAC1, but a hydrodynamic dispersion coefficient has been added, to
account for dispersion and molecular diffusion. This term is assumed to be
constant for a given groundwater velocity and flow path. Parameter values
for the geosphere sub-model are selected from representative distributions
for three horizontal layers. The uppermost layer uses data for the
weathered portion of a plutonic rock, and the lower layers use data
characteristic of deep plutonic rock. SYVAC2 selects parameter values for
each layer, and uses them to estimate "effective" parameters for the whole
geosphere. The geosphere sub-model contains about 80 parameters.
The Biosphere Sub-Model
The biosphere sub-model used in SYVAC2 is illustrated in Figure
15. Four-member actinide decay chains are used in modelling radionuclide
migration, but the other members of the decay chains are included in the
dose calculation by applying the secular equilibrium approximation.
The transport component of the biosphere sub-model calculates
concentrations of radionuclides in air, soil, lake and well compartments.
The air and well compartments are new additions and the soil and lake
- 94 -
|Geosphere[
AirCompartment
1Soil
Compartment
LakeCompartment
ExternalDose
Equivalent riCalculated
TotalDose
Equivalent
InternalDose
Equivalent
WellCompartment
FIGURE 15: Schematic of the SYVAC2 Biosphere Sub-Model
- 9 5 -
compartments have been modified. For example, the lake compartment now
includes bottom sediments , which can sorb r a d i o n u c l i d e s . Because of the
slow bui ld-up and r e l a t i v e l y long res idence times of rad ionuc l ides in the
soil and lake compartments, their radionuclide concentrations are
time-dependent. Concentrations in well water are also time-dependent, and
concentrations of radionuclides in the air compartment are steady-state
values computed from time-dependent soi l concentrations using the
atmospheric dust-loading approach.
The method of selecting parameter values for modelling
radionuclide migration in the biosphere has also been modified. SYVAC2
first selects a generic site from the northern, central or southern region
of the Ontario portion of the Canadian Shield. It then selects a set of
parameter values from probability distributions for the corresponding
region. Parameter values that differ for different regions include soil
discharge areas, lake discharge areas, rates of evaporation and
evapo-transpiration, lake catchment areas, fractional abundances of soil
types, and the probability of well-water serving as a source of drinking
water. Vie transport component of the biosphere sub-model contains over
230 parameters.
The dose component of the biosphere sub-model can deal with both
radiotoxic and chemically toxic substances. For chemically toxic
substances, maximum calculated concentrations are compared with the(220)
Canadian guidelines for drinking water quality . The radiation dose
includes that from ingestion, inhalation and external exposure.
For the dose due to food Ingestion, the biosphere sub-model uses
a version of LIMCAL, a food-chain model based on man's energy requirements(221)
The parameters include man's caloric requirements and the
fractional contributions from terrestrial plants, meat and milk, aquatic
(freshwater) plants, fish and invertebrates. Other parameters include
transfer coefficients (linking radionuclide concentrations in various
compartments to concentrations in food), dose-conversion factors (linking
-96-
concentrations in food to dose), plant yields, hold-up times and air
deposition velocities.
For the dose due to ingestion of drinking water, the sub-model
assumes the source of drinking water to be a freshwater lake or a well.
The frequency of choosing a well is based on estimates of the use of wells,
which varies for different regions of the Shield.
For the dose due to inhalation, the sub-model considers the
inhalation of radon gas and of particulates containing other radionuclides.
Parameters include the inhalation rate and dose-conversion factors for
inhalation.
For the dose from external exposure, the sub-model considers
radionuclide concentrations in the air, soil, well and lake compartments.
The dose to man is calculated using external dose-rate/concentration ratios(32 203^
provided by the computer code EDEFIS v ' '.
The dose component of the biosphere sub-model uses about 650
parameters. Many of these are assumed to be constant, such as dose and
dose-rate conversion factors. The others are described by probability
distributions.
8.2.2 Preliminary Results of the Second Post-Closure Assessment
Preliminary results of the second post-closure assessment have
been obtained from 2086 simulations for used fuel, using SYVAC2 . The
results, shown in Figure 16, are plotted as percent of consequence
estimates versus the consequence (the maximum dose to a member of the most
exposed group in the first million years after disposal). In the majority
(67%) of the simulations, the consequence was zero (a dose less than 10
mSv.a ). Of the remaining 33%, about 32% were between zero and the
natural background dose, and 1% was greater than natural background. A
maximum dose was reached before one million years in 7.6% of the
PERCENT OF CONSEQUENCE ESTIMATES
- Li. -
-98-
siraulations. For the remaining 25% non—zero consequences, the dose was
larger at one million years than at any earlier time, and was probably
still increasing.
The consequence versus the time of occurrence, and the
radionuclide providing the major contribution at that time, are shown in
Figure 17. In the majority of simulations, the major contributor was the
instantly released fraction of iodine-129. In the remaining simulations,
the major contributor was either matrix-bound iodine-129 or technetium-99.
These radionuclides were the only ones making any significant contribution
to the consequence before one million years, since all other radionuclides
except carbon-14 were retarded in the geosphere. No consequence was
observed before 50 000 years.
The results indicate that ingestion is the predominant pathway
leading to dose to man, and that contributions from inhalation and external
pathways are relatively small. A pathway that contributed to high
consequences was ingestion of well water. All scenarios with consequences
exceeding 0.1 mSv.a (i.e. 10% of natural background) included the
well-water pathway, although many scenarios with this pathway did not lead
to a significant consequence. Howevtr, the model for the well—water
pathway is very simplistic and probably conservative, and will require
further refinement for future assessments.
The vault could contain substances that are chemically toxic(222)
Many of these substances were eliminated from further consideration
by using screening criteria, such as low concentrations in the vault
relative to natural abundance, low solubility, or low chemical toxiei'ry
relative to radiotoxicity. Modelling of the migration of the remaining
chemically toxic substances was included in the assessment. However,
because of the long ^roundwater transit times and the chemical reactions
occurring in the geosphere, none of the chemically toxic substances reached
the biosphere within the first million years.
100-
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I 000 000
FIGURE 17: Time of Consequence and the Major Contributors to the Dose
-100-
Th e preliminary results from SYVAC2 show tha* the geosphere is
an excellent barrier, and that iodine-129 and technetium-99 are the only
radionuclides that could contribute significantly to consequences.
Inhalation and external dose pathways are unimportant, as are chemically
toxic substances. The highest consequences arise from ingestion of water
trom a small deep well. Further research is required on the behaviour of
iodine and technetium, and the factors that could be involved in the
ingestion of well water.
8.2.3 Application of SYVAC to Other Assessments
The application of SYVAC to other assessments involving waste
disposal aids in its development and provides a measure of validation for
the computer code. Preliminary assessments of three different waste
disposal situations were therefore undertaken using modified versions of
the SYVAC1 code ^33^.
The first of these assessments was carried out as part of(223)
Canada's contribution to the OECD/NEA Seabed Working Group x . The
objective was to demonstrate a method for performing a probabilistic
assessment of the disposal of vitrified recycle waste in deep ocean
sediments. The second was a preliminary assessment of the disposal of
intermediate-level reactor waste immobilized in bitumen and emplaced in a
plutonic rock vault. The third assessment was of the disposal of vitrified
waste that could arise from the co-decontamination of used fuel.
Subseabed Disposal
In the subseabed disposal model, the vault is represented by a
single level of waste containers, emplaced in seabed sediment l . For
vitrified waste, a bulk dissolution mechanism was assumed, with a range of
dissolution rates based on the measured weight loss from the vitrified
waste. Dissolution rates were assumed to be constant for the whole
-101-
dissolution period. The containers were assumed to fail according to a
normal probability distribution, as in SYVAC1. The model for radionuclide
migration through the buffer used in SYVAC1 was adapted to describe
migration through the seabed sediments.
In the subseabed disposal system, there is no analogue c-i' Che
geosphere, and radionuclides were assumed to enter the ocean biosphere
directly from the seabed sediments. The biosphere was modelled as a
single-compartment ocean, and radionuclides were assumed to become
instantaneously and uniformly distributed throughout the ocean basin and
eventually removed by irreversible sedimentation. Individual doses were
calculated using dose concentration ratios for marine food chains.
Work, is underway within the OECD/NEA Seabed Working Group to
improve the model and obtain better input data. The next subseabed
assessment will be based on data from the Nares Abyssal Plain in the north
Atlantic Ocean.
Disposal of Bltuminized Waste
A generic assessment of the disposal of intermediate-level waste
containing carbon-14 and some fission products was carried out. The waste
was assumed to be bituminized reactor waste in the form of rectangular
blocks contained in concrete shells covered with galvanized steel cladding.
It was assumed that the blocks would be stacked six high by six wide,
surrounded by a l--m thick layer of buffer
Groundwater ir. the vault was assumed to penetrate the steel
cladding and concrete shell, and leach out the radionuclides. The container
failure function of SYVAC1 was modified to include a delay time for the
groundwater tc penetrate the concrete. It was assumed that any cracks in
the concrete would fill with buffer, so the path length for radionuclide
migration through the buffer was increased by the thickness of the concrete
shell. Radionuclides wp.e assumed to migrate through the buffer by
-102-
diffusion, and to be retarded by sorption. The geosphere and biosphere
sub-models were the same as those in SYVAC1.
A new faature of the bituminizid-waste assessment was the
inclusion of carbon-14 in the waste inventory. Because carbon-14 does not(225)
appear to sorb on granite it was a major contributor to the dose in
the assessment.
Disposal of Vitrified Waste
The third assessment considered the disposal of vitrified waste
from the co-decontamination of used fuel (i.e. the simultaneous removal of
plutonium and uranium). It was assumed that almost all the actinides were
removed in the co-decontamination process, leaving mainly fission products
to be immobilized in glass and disposed of in a plutonic rock vault.
The modified SYVAC1 code, used in the bituminized-waste
assessment, was employed without change. Since technetium-99, the
predominant radionuclide in the waste, is assumed not to sorb in the
geosphere under oxidizing conditions, results showed technetium-99 to be
the major contributor to the dose. When sorption of technetium-99 was
assumed (for example, under reducing conditions), selenium-79 became the
major contributor to the dose.
8.2.4 Software Quality Assurance for SYVAC
The assessment of the impacts of nuclear fuel waste disposal on
man and the environment requires an understanding of the behaviour of a
natural system thousands of years into the future. While such projections
cannot be verified in our lifetimes, the methods used to create them should
be subjected to quality assurance. In particular, computer codes used in
assessments should be designed and constructed in such a way as to
establish confidence that they are appropriate and correct.
-103-
The initial development of the SYVAC2 code was undertaken using
structured analysis and design techniques, with the objective of implicitly(33)
incorporating quality assurance into the code development • However,
it was found that rigid application of these techniques led to very slow
progress in the code development. Consequently, SYVAC2 was developed using
the "conventional" approach, incorporating model improvements and new data
generated since the first assessment. In addition, an auxiliary code,
ANSEKS, was developed to demonstrate the structured analysis and design
techniques. The experience gained is now being evaluated in order to
establish the quality assurance procedures for the next development phase
of SYVAC.
8.2.5 Sensitivity Analysis
The assessment methodology is now well established, and
increasing attention is being given to sensitivity analysis , which
will demonstrate the effects of varying the values of the input parameters
on the consequence estimates obtained from SYVAC. The computer code ANSENS
facilitates sensitivity analysis by identifying and evaluating correlations
between input parameter values and high—consequence estimates. ANSENS is
in the final stages of development, and is being tested for application to
the results from the second assessment.
-104-
9. SUMMARY AND CONCLUSIONS
The research and development program to establish technologies
for the safe management and disposal of nuclear fuel waste is well
established. Atomic Energy of Canada Limited, a federal crown corporation,
has responsibility for the immobilization and disposal components of the
program, while Ontario Hydro, a provincially owned utility, is responsible
for used fuel storage and transportation. To ensure that sufficient
expertise is available for the various scientific and engineering
activities, AECL has actively encouraged the participation of Canada's
technical community. Several government departments and agencies are
working closely with AECL in the program, and private industry and
consultants are extensively involved. In addition, faculty members of
several Canadian universities have research contracts covering a wide range
of topics.
Funding for the immobilization and disposal aspects of the
research and development program is provided by the federal government,
which continues to endorse the program and provide it with the necessary
support. During the concept assessment phase (1981-1990) the federal
government has approved an average annual funding of approximately $29
million (1981$) for generic research and development. Ontario Hydro, in
addition to directing and funding the storage and transportation components
of the program, allocated an additional $1 million in 1983 for technical
assistance to the immobilization and disposal components of the program.
An independent Technical Advisory Committee, established in
1979, provides an ongoing scientific review of the program. The Committee
advises AEC on the extent and quality of the program, and interprets and
evaluates it for the scientific and technical community and the general
public. Four annual reports issued by the Committee are available to the
public..
-105-
A regulatory and environmental review of the concept of deep
underground disposal, planned for the late 1980s, will take into account
comments from various government departments, the universities, special
interest groups, the general public and the Technical Advisory Committee.
This input will assist the AECB in discharging its responsibility of
ensuring that the disposal concept is thoroughly reviewed.
Used CANDU nuclear fuel continues to be stored safely and
economically in water-filled concrete storage bays at the nuclear
generating stations. Experience with both wet and dry storage over the
past 20 years indicates that CANDU fuel can be stored without significant
deterioration for at least 50 years.
For the transportation of used fuel, Ontario Hydro has selected
a rectangular cask design with a 192-bundle payload for detailed
evaluation. Preliminary economic and technical evaluations of concrete
casks for integrated dry storage, transportation and possible disposal of
used fuel have shown sufficient promise to justify a more detailed study
and assessment.
Research and development on the immobilization of nuclear fuel
waste has continued, through the development of the man-made components of
the disposal system, i.e. durable waste forms, waste containers, and the
backfill and sealing barriers. During the year, the Hydrostatic Test
Facility was completed and commissioned. It is being used to test
containers at the temperatures and pressures expected in a disposal vault.
A half-scale stainless steel container with a lead matrix was successfully
tested. Other studies are concentrating on the corrosion of potential
container materials in the presence and absence of a radiation field.
-106-
If used fuel from CANDU reactors is recycled in the future, the
valuable components (such as plutonium) would be separated from the fuel,
and the remaining waste would be immobilized in various waste forms.
Construction of the Waste Immobilization Process Experiment, which is
designed to produce 1U kgh of sodium borosilicate glass, a potential
waste form for high-level radioactive waste, has been completed. A process
has been developed to treat medium—level alkaline waste from the Thorium
Fuel Reprocessing Experiment, producing a glass-ceramic waste form. A
photochemical method to remove iodine from air has been developed with
potential for large-scale industrial application.
Progress has been made in the development of the buffer
materials that would surround the waste container in a disposal vault, and
other barriers that would close the man-made openings to the surface,
namely, the backfill and plugs and grouts for shaft and borehole seals.
Bentonites appear to be suitable as the buffer, and bentonites or other
clays offer promise as backfill materials.
Geoscience field research was carried out at the Whiteshell,
Chalk River, East Bull Lake and Atikokan research areas. The Atikokan
research area was chosen as the site of a large regional Flow System Study
to be carried out over the next eight years. The study will improve our
understanding of groundwater flow systems in the Canadian Shield. Results
at the East Bull Lake research area have demonstrated the predictive
capabilities of airborne and ground geophysical surveys, for example, in
determining pluton thickness and the existence of major faults. At the
Chalk River research area, ttie use of radioactive tracers to determine
conducting fractures has been developed further using both reactive and
non-reactive tracers.
-107-
The Underground Research Laboratory being built at the
tfhiteshell Research area is a major component of the geoscience research
program. It will provide an opportunity for developing and testing
geoscience techniques and for assessing the feasibility of geological
disposal. A network of instrumented boreholes has been established to
provide data on pre-construction hydrogeological conditions and to measure
changes caused by the excavation. The data will be used by several
computer modelling teams in modelling local and regional hydrogeological
systems.
An engineering study of a multi-level vault has been undertaken
for comparison with a single-level vault. The study shows that a
multi-level vault is more costly than a single-level vault for the disposal
of used fuel with no reduction in plan area. Therefore, a multi-level
vault is not recommended for used fuel. However, for fuel recycle waste,
both single-level and multi-level concepts appear to be acceptable.
Static and dynamic experiments on radionuclide sorption on rock
are providing information on the degree and rate of retardation of
radionuclides migrating through the geosphere. Models describing the
sorption processes are being developed, and a model incorporating three
types of sorption sites has been used to describe sorption and desorption
of a number of nuclldes on Lac du Bonnet granite.
Environmental research provides data on radionuclide behaviour
in the surface environment. Methods for locating groundwater discharge
zones are being developed and the properties of the discharges are being
measured. The uptake of radionuclides by plants and animals is being
studied, since these are major pathways in the transfer of radionuclides to
man. Soil ingestion by cattle appears to be an important pathway for
radionuclide transfer through food chains. A computer code, EDIFIS, is
used to estimate external radiation doses to man from radioactive sources
in air and water.
-108-
The environmental and safety assessment estimates the effects of
storage, transportation, immobilization and disposal of nuclear waste on
man and the environment. For the transportation of used fuel, results
indicate that the radiation dose to man should be small regardless of mode
of transport. For the operation of a disposal facility, individual doses
from airborne emissions are estimated to be very small compared witn
natural background levels, whereas those from waterborne emissions can vary
from negligible values to 75 percent of the natural background level
depending on the dilution capacity of the water body. All dose estimates
are within regulatory limits for both airborne and waterborne emissions.
To better assess the potential long-term effects of a disposal
v<^it after it has been sealed and the surface environment restored, a new
version of the computer code SYVAC, called SYVAC2, has been developed. The
three submodels, representing the vault, the geosphere, and the biosphere,
have been extensively modified in SYVAC2. Preliminary results of the
second post-closure assessment have been obtained from 2086 simulations
using SYVAC2. In the majority (67%) of the simulations, the consequences
(the maximum dose to a member of the most exposed group in the first
million years after disposal) was zero. Of the remaining 33%, about 32%
were between zero and the natural background dose, and 1% W3s greater than
natural background. Ingestion is the predominant pathway leading to dose
to man, contributions from inhalation and external pathways being
relatively small. All high-consequence scenarios included inget ion of
water from a small deep well, although many scenarios with the wel'-water
pathway did not produce a significant consequence. The well-water pathway
will be refined for future assessments.
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APPENDIX A
Statement Issued by the Honourable Marc Lalonde, Federal Minister ofEnergy, Mines and Resources, and the Honourable Robert Welch, Ontario
Minister of Energy, 1981 August 04:
CANADA-ONTARIO JOINT STATEMENT
ON THE NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
The Canada/Ontario Nuclear Fuel Waste Management Program has madesteady progress since its inception in June 1978. Over the next decade,the program is expected to demonstrate that the concept of deep geologicaldisposal in stable rock formations is a fully acceptable method ofdisposing permanently of high-level radioactive wastes from the nuclearfuel cycle.
Under the agreement, the responsibility for work on the storage andtransportation of irradiated nuclear fuel was allocated to Ontario Hydrowhile the responsibility for work on the waste immobilization and disposalwas allocated to Atomic Energy of Canada Limited.
We are today announcing the process by which acceptance of thedisposal concept will be undertaken and some changes to the direct publicinvolvement in the present research phase. These changes result from thegovernment's decision that no disposal site selection will be undertakenuntil after the concept has been accepted. This decision also means thatthe responsibility for disposal site selection and subsequent operationneed not be allocated until after concept acceptance. The overallresponsibility for regulation and control of nuclear matters rests with thefederal government under the Atomic Energy Control Act, 1946.
Subsequent statements detailing further steps in the overall programwill be made well in advance of their being put into effect.
PROGRESS IN CONCEPT ASSESSMENT RESEARCH
This major research and development effort is aimed at providing thescientific information needed for evaluation of the deep geologicaldisposal concept. The scientific evidence will be presented in a series of"Concept Assessment" documents prepared under the direction of AtomicEnergy of Canada Limited (AECL). A significant part of this research anddevelopment program, namely tha investigation of the geology andhydrogeology of the hard igneous rocks of the Canadian Shield, has beenpursued at three granite research areas in Ontario (White Lake, Chalk Riverand Atikokan) and one in Manitoba (Whiteshell).
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This research work is of a generic nature and does not involvedisposal of any radioactive material, nor does it represent any intentionthat research sites ultimately would become sites for disposal of nuclearfuel wastes.
The initial results of this field research, as well as work conductedin AECL's laboratories and through a large number of consultants andcontractors from private industry and universities, were widely publishedin December 1979 and 1980 in AECL's first two annual reports on theprogram.
The program also has been assessed by an independent TechnicalAdvisory Committee, consisting of representatives of several professionaland academic associations. This committee issued its annual reports inMay 198C and 1981.
While analysis of the research results at this time can only bepreliminary, the conclusions reached in these four reports support the viewthat nuclear fuel wastes can be safely disposed of by deep burial in ageologically stable hard rock formation.
Underground Research Laboratory
A significant addition to the Nuclear Fuel Waste Management Program inthe past few months has been the approval by the federal government ofconstruction of an underground laboratory close to AECL's WhiteshellLaboratories at Pinawa, Manitoba. This underground laboratory, to becompleted in the mid 1980s, will allow a wide range of measurements andtests to be made approximatej..,' 300 metres below the surface in a graniterock formation.
No nuclear fuel waste will be used at this facility. However, thework will provide extensive information on the thermal properties of rockand measurements of the movement of ground water within the aassive graniteformation in which the underground laboratory is located. It will alsoprovide an opportunity for tests on the chemical and thermal interactionsbetween the various engineered components and the natural system and alsrfor tests of alternative shaft sealing methods.
EVALUATION PROCESS
It has been the intention from the beginning of the program that theresults of AECL's research work would be subject to thorough public andregulatory scrutiny. Enough information should be available from theresearch program by the mid 1980s to begin a formal evaluation of thfdisposal concept.
The two governments have reached agreement on the scope of thisevaluation process, the roles and responsibilities of their agencies and onthe means by which the public could become involved. An outline of the
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process for the evaluation of the Concept Assessment, as agreed uponbef.-.ieen the two governments, is appended to this statement.
In summary, the evaluation process will involve the following threestages:
1. regulatory and environmental review,2. a full public hearing, and3. a decision by governments on the acceptability of the concept,
based on the information and recommendations flowing from stages 1and 2.
Regulatory and Environmental Review
The federal government has decided that the Atomic Energy ControlBoard will be the lead agency for the regulatory and environmental reviewof the disposal concept. It will be assisted in the development ofstandards, requirements and other regulatory functions by the federalDepartment of the Environment and the Ontario Ministry of the Environment.Together these three agencies comprise the Interagency Review Committee.They will adopt a consultative and iterative approach with all interestedparties including other interested Governments and Departments, AtomicEnergy of Canada Ltd., the Technical Advisovy Committee of independentexperts, the universities, public interest groups and the public ingeneral.
In the present stage of the program, the Atomic Energy Control Boardwill be responsible for ensuring that the disposal concept proposed byAtomic Energy of Canada Ltd. is given a thorough review.
In subsequent stages of the program, the Control Board will regulatenuclear fuel waste projects through the issuing of licenses, in the sameway that it does for nuclear reactors and other projects within itsjurisdiction.
Public Hearing
When the regulatory review is completed, probably in the late 1980s,there will be a full public hearing under the auspices of the federalgovernment, thus ensuring that the public is involved throughout theprocess.
Government Decision
Following the public hearing, the governments involved will have threeoptions:
1. Concept acceptance. Confirmation by the Governments of Canada andOntario would then be a prerequisite to selection of any site fora waste disposal facility.
2. Conditional concept acceptance. This would require further re-search work by AECL and resubmission of a final concept acceptancedocument.
-132-
3. Concept rejection. In this event, the governments of Canada andOntario must consider alter lative proposals.
FIELD RESEARCH
With regard to the research program itself, last summer AECL and theTechnical Advisory Committee reviewed the needs of the program. Theyconcluded that research drilling at two further areas in gabbro type rock,in addition to the granite research areas already underway, would berequired to provide sufficient information on a range of rock properties toallow AECL to adequately assess the disposal concept.
On this basis, the two governments authorized further exploratory workconsisting of aerial and ground surveys of five possible research drillingareas in Northern Ontario. This work was announced by AECL on October 02,1980.
Research Drilling Areas
Over the winter, the results of this exploratory work, have beenevaluated by scientists and geologists in the program. Two research areashave been selected on the basis of their suitable geologicalcharacteristics and have been approved by the Governments of Canada andOntario as research areas for the purposes of the Nuclear Fuel WasteManagement Program. The areas are:
a. East Bull Lake, 35 kilometres east of Elliot Lake in the AlgoraaDistrict, and
b. Overflow Bay/Derunark Lake, 75 kilometres southeast of Kenora.
In announcng this further research work, AECL, as project manager, hasbe«:n directed to work with adjacent municipalities, community groups andthe general public to provide whatever information may be required aboutits research program in their particular area.
Both governments wish to reiterate that the work to be carried out isresearch only, required for a generic assessment of the basic concept andis not associated with the selection of a site for a disposal facility,which will not occur until after a concept has besn accepted by theregulatory agencies and governments.
General Field Studies
In addition, routine field activities such as placing of seismometers,water and rock sampling and geological surveys, in various and widelyscattered locations in the Canadian Shield continue to be required for theresearch program. These general field studies involve no deep drilling andare typical of hundreds of geophysical exploration programs carried outacross Canada. The Governments of Canada and Ontario have given approval
-133-
for such general studies to proceed without the need for specific localcommunity approval.
Atomic Energy of Canada Limited, as manager of the research phase ofthe Nuclear Fuel Waste Management Program, will continue to keep the publicinformed on the progress of work and will answer inquiries related to theresearch program.
INTERIM STORAGE
Pending decisions on the long-term disposal method, spent fuel wasteswill continue to be stored safely at reactor sites, so there is no urgentrequirement for early establishment of an operating disposal facility. Theconcept assessment process will allow sufficient time for full publicconsideration of the disposal concept.
FOR FURTHER INFORMATION;
Concept assessment process:
Office of Public Information
Atomic Energy Control Board2 70 Albert StreetP.O. Box 1046OTTAWA, OntarioKIP 5S9Telephone: (613) 995-5894
Research developments, Nuclear Fuel Waste Management Program:
Atomic Energy of Canada LimitedResearch Company275 Slater StreetOTTAWA, OntarioK1A 0S4Telephone: (613) 236-6444
Atomic Energy of Canada LimitedPublic Affairs DepartmentWhiteshell Nuclear Research EstablishmentPINAWA, ManitobaROE 1L0Telephone: (204) 753-2311
In Northern Ontario and Western Canada, telephone (toll-free) ZE-07444.
-134-
Attachment to Appendix A
Canada/Ontario Nuclear Fuel Waste Management Program
Process for Evaluation of the Concept
Preamble: Spent fuel wastes from nuclear power reactors in Canada arepresently maintained under water in storage bays at the reactor sites.They can be stored in this fashion cheaply, safely, and reliably forpeiiods of at least 50 years. Ultimately the wastes from spent fuel willhave to be disposed of permanently and safely.
Under the Canada/Ontario Agreement of June, 1978 for the management ofradioactive spent fuel wastes, Ontario Hydro is performing research onstorage and transportation, and Atomic Energy of Canada Limited (AECL) isperforming research on the immobilization and permanent disposal of spentfuel wastes deep in stable rock formations.
This present document defines the process by which AECL's concept ofgeological disposal will be evaluated by government. If is expected thatthis process will be completed by 1990.
The Atomic Energy Control Board (AECB) will be the lead agency in thisconcept assessment process and will carry out its role through the powersassigned to it under the Atomic Energy Control Act. It will be assisted inthe development of requirements and other regulatory functions by theOntario Ministry of the "ivironment and the Federal Department of theEnvironment. Together these agencies form the Interagency Review Committee(IRC). Interested provincial governments will be kept informed andconsulted as this process proceeds.
Once the disposal concept is accepted, proposals for the various stages oflicensing, required under the Atomic Energy Control Act and Regulations,can be submitted to the AECB. It is expected that a full-scale commercialrepository for disposal of the spent fuel wastes would be preceded by ademonstration repository which would operate for some years before thecommercial repository is built. The province in which a repository islocated would ensure that it met conventional provincial criteria forhealth, safety, and environment impact.
Issuance of this document constitutes step No. 1 in this process.Subsequent documents will be developed and released according to the stepsoutlined below.
1. Public Announcement: Announcement by the Governments of Canada andOntario of the overall process to be implemented in the conceptassessment phase of the waste management program.
-135-
2. Issuance of Initial Statement on the Regulatory Review ana Assessment.of the Disposal Concept: Issuance by the AECB of a statement on theregulatory review and assessment of the disposal concept for publicreview and comment. This statement will include requirements on thecontent of the AECL submissions and performance requirements on theimpact of a sealed repository on the biosphere over long time periods.Concurrent issuance by the three IRC agencies of an explanation of thejoint consultative nature of the regulatory review.
3. Submission on Interim Concept Assessment Document: Submission by AECLto the members of the IRC, interested groups, public libraries andGovernment offices across Canada of the Interim Concept AssessmentDocument, which will include a safety and environmental assessment,for review and comment.
4. Issuance of Final Statement on the Regulatory Review and Assessment ofthe Disposal Concept: Issuance by the AECB of the final statement onthe regulatory review and assessment of the disposal concept. Thisdocument will provide a basis for decisions on the acceptability ofthe proposed concept.
5. Issuance of Updated Concept Assessment Documents: Updated ConceptAssessment Documents issued by AECL from time to time including newdata from the research.
6. Formal Submission for Acceptance of the Concept Assessment Document: Aformal submission of the Concept Assessment Document for theacceptance of the AECB will be made by AECL. This is not expected tooccur until several years after the start of the process. Thisdocument will also be submitted to the members of IRC, interestedgroups, public libraries and Government offices across Canada.
7. Review of Concept Assessment Document: Announcement by AECB of thereceipt of the submission and of the specific arrangements andschedule for regulatory review including public consultation through apublic hearing process under the auspices of the Federal Government.A report from the IRC on the Concept Assessment Document will be madeavailable to the public before the hearing.
6. Report from Public Hearing: Recommendations arising from the PublicHearing Process submitted to AECB by the responsible body and madeavailable to the public.
9. Statement on Acceptability or Non-Acceptability of the Waste DisposalConcept: Issuance of a statement by the AECB on the acceptability,conditional acceptability, or non-acceptability of the concept.
10. Concept Acceptance: In the case of acceptability, the Governments ofCanada and Ontario may accept the Concept Assessment Document.Acceptance would be a prerequisite to selection of any site for awaste disposal facility.
-136-
In the case of conditional acceptability, further research work byAECL and resubmission of a final Concept Assessment Document will berequired.
In the case of non— acceptability, the Governments of Canada andOntario must consider alternative proposals.
-137-
APPENDIX B
MEMBERS OF THE TECHNICAL ADVISORY COMMITTEE
AND THEIR NOMINATING SOCIETIES
L.W. Shemilt, B.A.Sc, M.Sc, Ph.D.ChairmanProfessor of Chemical EngineeringMcMaster University(Engineering Institute of Canada)
D.T. Canvin, B.S.A., M.Sc., Ph.D.Professor and Head, Department of BiologyQueen's University(Biological Council of Canada)
J. Convey, B.Sc, M.Sc., Ph.D., D.Sc.Vice-ChairmanFormer Senior Advisor to the Canadian Government on Mining and Metallurgy(Canadian Institute of Mining and Metallurgy)
@W.E. Harris, B.Sc, M.Sc., Ph.D., FRSCFormer Head, Department of ChemistryUniversity of Alberta(Chemical Institute of Canada)
*R.H. Haynes, B.Sc., Ph.D.Professor of BiologyYork University(Canadian Federation of Biological Societies)
+J.A. Heddle, B.Sc, Ph.D.Head of Genetics, Ludwig Institute for Cancer Researchand Professor of Medical BiophysicsUniversity of Toronto(Canadian Federation of Biological Societies)
B. Ladanyi, B.A.Sc., D.A.Sc.Head, Geotechnical Section,Department of Civil EngineeringEcole PolytechniqueUniversity of Montreal(Engineering Institute of Canada)
K.G- McCallum, B.Sc, M.Sc, Ph.D., F.R.S.C.Dean of Graduate Studies and ResearchUniversity of Saskatchewan(Chemical Institute of Canada)
-138-
T.I. Oren, M.S., Ph.D.Chairman, Department of Computer ScienceUniversity of Ottawa(Canadian Information Processing Society)
M.H.L. Pryce, B.A., Ph.D., F.R.S.Honorary Professor of PhysicsUniversity of British Columbia(Canadian Association of Physicists)
G.B. Skippen, B.Sc, M.Sc, Ph.D.Dean, Faculty of ScienceCarleton University(Canadian Geoscience Council)
J. Toth, M.Sc., Ph.D.Professor, Department of GeologyUniversity of Alberta(Canadian Geoscience Council)
G.M. Volkoff, B.A., M.A., Ph.D., D.Sc, M.B.E., F.R.S.C.Former Dean of ScienceUniversity of British Columbia(Canadian Association of Physicists)
G.F. tfhitmore, B.A., M.A., Ph.D., F.R.S.C.Head, Physics DivisionOntario Cancer Inst i tu te(Canadian Federation of Biological Societies)
Science Secretary to the Technical Advisory Committee
G. Sheng, B.Sc , M.E.S.Department of ZoologyUniversity of TorontoToronto, OntarioM5S 1A1
* Resigned 1983 August
@ Appointed 1983 June
+ Appointed 1984 February
-139-
APPENDIX C
SUMMARY OF TAC-4
The Fourth Annual Report of the Technical Advisory Committee (TAC)
assesses the scientific and technical progress made within the CanadianNuclear Fuel Waste Management Program during the period May 1982 to May1983.
The Committee affirms again its endorsement of the concept of nuclearwaste disposal deep in geologic formations and the Canadian emphasis onsuch formations in the Canadian Shield, as one justifying the majorresearch program n . well underway. We also stress the importance ofmaintaining detaiJ & studies on other geologic media alternatives toigneous rock. T1 program, in its current generic research phase, is toprovide an asse- ant of the concept as to its ultimate safety far into thefuture. TAC continues to study the question of criteria for suchradiological safety, and to advocate serious consideration to relatingexposure standards to variation in natural background. The same suggestionwas included in our response to AECB on its initial regulatory statementissued early in 1982. The assessment methodology being used in the programis an application of systems variability analysis to the multibarriersystem stipulated in the concept. TAC supports this method as acomprehensive, sophisticated, flexible approach that concentrates both onthe final objective of safety assessment and on providing major guidance tothe critical research areas.
There has been marked progress in the program, including environmentalresearch, extensive hydrogeological work, increased coordination among thegeological, geophysical, geochemical and hydrogeological programs, and thedesignation of a Flow System Study as a large, detailed field study.Preliminary field work, experimental design and initiation of constructionof the Underground Research Laboratory (URL) have proceeded favourably.TAC supports strongly the establishment of this major geoscientificfacility with its potential for many valuable contributions to the mostcrucial aspects of the total research program. Maintaining funding at thelevels now planned for the program, including the major expenditure for theURL, appears to be a reasonable requirement for the assessment phase.
The Program Documents, completed last year as a correlated series ofresearch plans for all components in the program, remain a valuableportrayal of the total research enterprise. However, progress and changesin emphasis would appear to dictate major revisions, or at leastsupplementation., to these program documents if they are to retain theirvalue as a research framework.
-140-
TAC commends again the general high quality of the technical program,the important coordination exhibited in the multi-disciplinary researchefforts, the full recognition of relevant work in other countries and theaspects of strong international participation. We are pleased to note thatmany results from the Canadian program are continuing to appear in thescientific literature, and to record the praiseworthy degree of openness bywhich information and technical results are freely available.
The balance of this section includes, as in our previous reports, ourfurther observations, suggestions and recommendations axtrict.^l amirepeated from preceding sections. The appropriate section reference isincluded so that the full context can be easily noted.*
*The detailed conclusions which follow this summary may be found onpp. 83-100 of reference (20).
I l l C l i n L T I K l l l O I I . i l S l . l l k l . l l J S i T K l l N l l l l l b f l
I S S \ S O O f i " 1 1 1 f t "
l i a s b e e n a s s u m e d I " l i l l v s e l l e s o ! K ' ] X > [ h
l o i d c 1 1 1 1 r > I I K I H i c i i u i l d o a i m i / n K n i i h e s c r i e s
» i 1 l u u c . i s s i t ' i K d . m \ l ( I m i m b f i h i c a i h
I ' l i ' a s f i c l c i i n I l u - \ l ( 1 m i m h i ' i u l i c n
! \ -L |UCSl lN,L ' . l d l l l U i l l l . l l ^ O p i C S I I I U l i s d i K - l l l l K - l l !
t r oui
Seii'inil'iL- I Joannen I Disinbulion Oltin-AuimiL Iner.Lu o! ( ;in;id;i I nnikd
< Inilk K I \ C I . O n u n i o . Ciiiiadu
KOI 1 .Hi
S i n u l e e n j u e s o l i l i i s i . - p o i i :u\
a v m l a h l e .11 n o a i M .
AECL-781 IF
ATOMIC ENERGY £ 9 ^ L'ENERGIE ATOMIQUEOF CANADA LIMITED t £ j F DU CANADA, LIMITEE
RAPPORT ANNUEL 1983 SUR LE
PROGRAMME CANADIEN
DE GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
par
R. S. Dixon et E. L. J. Rosinger
L'Energie Atomique du Canada, LimiteeEtablissement de recherches nucleaires de Whiteshell
Pinawa, Manitoba ROE 1 LO1984 avril
L'ENERGIE ATOMIQUE DU CANADA, LIMITED
RAPPORT ANNUEL 1983 SUR LE
PROGRAMME CANADIEN DE GESTION DES DECHETS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
par
R.S. Dixon et E.L.J. Rosinger
Etablissement de recherches nucleaires de WhiteshellPinawa, Manitoba ROE 1LO
1984 avril
AECL-7811F
RAPPORT ANNUEL 1983 SUR LE
PROGRAMME CANADIEN DE GESTION DES DÉCHETS DE COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE
par
R.S. Dixon et E.L.J. Rosinger
RÉSUMÉ
Le présent rapport, le cinquième de la série des rapports annuels,
examine les progrès faits dans le programme de recherche et de développement
pour la gestion et l'évacuation en toute sécurité des déchets de combustible
nucléaire du Canada. Le rapport donne un résumé des activités qui ont eu
lieu au cours de l'année écoulée dans les domaines suivants:
- communication et relations avec le public;
- stockage et transport du combustible irradié;
- immobilisation du combustible irradié et des déchets de recy-
clage du combustible;
- recherches géoscientifiques se rapportant à l'évacuation souter-
raine à grande profondeur;
- recherches sur l'environnement;
- évaluation de l'environnement et de la sûreté.
L'Énergie Atomique du Canada, LimitéeÉtablissement de recherches nucléaires de Whiteshell
Pinawa, Manitoba ROE 1L01984 avril
AECL-7811F
THE CANADIAN NUCLEAR FUEL WASTE MANAGEMENT PROGRAM
1983 ANNUAL REPORT
by
R.S. Dixon and E.L.J. Rosinger
ABSTRACT
This report, the fifth of a series of annual reports, reviews the
progress that has been made in the research and development program for the
safe management and disposal of Canada's nuclear fuel waste. The report
summarizes activities over the past year in the following areas:
- public interaction,
- used fuel storage and transportation,
- immobilization of used fuel and fuel recycle waste,
- geoscience research related to deep underground disposal,
- environmental research, and
- environmental and safety assessment.
Atomic Energy of Canada LimitedWhiteshell Nuclear Research Establishment
Pinawa, Manitoba ROE 1L01984 April
This rtport is available AECL-7811Fin English as AECL-7793
REMERCIEMENTS
Les auteurs tiennent a remercier les nombreux participants au Programme de
gestion des dSchets de combustible nucleaire qui ont bien voulu collaborer a
l'gtablisseraent de ce rapport en fournissant assistance et rcnseignements.
TABLE DES MATIÈRES
Page
1. INTRODUCTION 1
2. HISTORIQUE 2
2.1 OBJECTIF DU PROGRAMME 22.2 PARTIES DU PROGRAMME 32.3 PRINCIPE DU PROGRAMME 42.4 PARTICIPATION ET FINANCEMENT 62.5 EXAMEN DU PRC^RAMME 7
3. COMMUNICATION ET RELATIONS AVEC LE PUBLIC 8
4. STOCKAGE ET TRANSPORT DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ 12
4.1 STOCKAGE DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ 124.1.1 Stockage sous l'eau 124.1.2 Stockage à sec 13
4.2 TRANSPORT DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ 154.3 GESTION INTÉGRÉE DU COMBUSTIBLE 17
5. IMMOBILISATION DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ 19
5.1 ISOLEMENT DU COMBUSTIBLE 195.1.1 Développement du conteneur et évaluation 20
des matériaux5.1.2 Caractérisation du combustible irradié 25
5.2 IMMOBILISATION DES DÉCHETS 275.2.1 Déchets à haut niveau radioactif 285.2.2 Déchets à faible et moyen niveaux radioactifs 315.2.3 Radionuclides gazeux 32
5.3 SCELLEMENT DE L'ENCEINTE D'ÉVACUATION 335.3.1 Développement du tampon 345.3.2 Développement du remblai 385.3.3 Technique des tampons et remblai 395.3.4 Coulis, scellement du puits et rebouchage 40
des sondages5.4 INSTALLATIONS D'ESSAIS DES COMBUSTIBLE IMMOBILISÉ 40
6. RECHERCHES GÉOSCIENTIFIQUES 42
6.1 RECHERCHES SUR LE TERRAIN 426.1.1 Zone de recherche d'Atikokan 446.1.2 Zone de recherche d'East Bull Lake 496.1.3 Zone de recherche de Chalk River 516.1.4 Etudes générales sur le terrain 54
6.2 LABORATOIRE DE RECHERCHE SOUTERRAIN 556.2.1 Évaluation du site 576.2.2 Modèles hydrogéologiques 616.2.3 Conception des installations du LRS 646.2.4 Essais souterrains 66
TABLE DES MATIÈRES (suite)
6.3 ÉTUDES PAR MODÈLES GÉOMÉCANIQUES ET ÉTUDES TECHNIQUES 676.3.1 Études par modèles géomécaniques 676.3.2 Études techniques 686.3.3 Etudes du stockage dans des sondages longs 73
6.4 MODÈLES GÉOSPHÉRIQUES 746.5 GËOCHIMIE ET CHIMIE APPLIQUÉE 75
6.5.1 Interactions de l'eau souterraine et de la roche 756.5.2 Interactions des déchets et de la roche 766.5.3 Analogues naturels 79
RECHERCHES SUR L'ENVIRONNEMENT
7.1 DYNAMIQUE DES FLUIDES DE L'ENVIRONNEMENT7.1.1 Décharge des eaux souterraines7.1.2 Dispersion dans les eaux souterraines7.1.3 Migration de la surface â l'atmosphère
7.2 CHIMIE DE L'ENVIRONNEMENT7.3 BIOLOGIE DE L'ENVIRONNEMENT7.4 MODÈLES D'ÉVALUATION ET PARAMÈTRES
31
81818384848788
ÉVALUATION DE L'ENVIRONNEMENT ET DE LA SÛRETÉ 90
8.1 ÉVALUATION AVANT FERMETURE 908.2 ÉVALUATION APRÈS FERMETURE 93
8.2.1 Établissement du SYVAC 938.2.2 Résultats préliminaires de la deuxième 99
évaluation après fermeture8.2.3 Application de SYVAC pour les autres évaluations 1038.2.4 Assurance de la qualité du logiciel de SYVAC 1058.2.5 Analyse de sensibilité 106
9. RÉSUMÉ ET CONCLUSIONS
10. BIBLIOGRAPHIE
106
112
ANNEXE A DÉCLARATION COMMUNE DES GOUVERNEMENTS DU CANADA ET DEL'ONTARIO SUR LE PROGRAMME DE GESTION DES DÉCHETSDE COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE
130
ANNEXE B MEMBRES DU COMITÉ TECHNIQUE CONSULTATIF ET SOCIÉTÉSAYANT PROPOSÉ LEUR CANDIDATURE
138
ANNEXE C RÉSUMÉ DU TAC-3F 140
1. INTRODUCTION
Les activités du Canada dans le domaine de la gestion des déchets
radioactifs comprennent des programmes de recherche sur:
- les déchets de combustible nucléaire de haute radioactivité;
- les déchets de faible et moyenne radioactivité et
- les résidus des mines et usines de traitement de minerai.
La recherche et le développement concernant les déchets de combus-
tible nucléaire de haute activité qui font l'objet du présent rapport, sont
réalisés dans le cadre du Programme canadien de gestion des déchets de com-
bustible nucléaire (1,2). Le programme comprend la recherche et le dévelop-
pement de technologies pour le stockage provisoire, le transport, l'immobi-
lisation et l'évacuation ultérieure, â grande profondeur des déchets de
combustible nucléaire dans une roche plutonique stable du bouclier canadien.
On entend par "déchets de combustible" le combustible épuisé+ déchargé des
réacteurs CANDU* ainsi que les déchets radioactifs qui seraient produits par
le recyclage du combustible, au cas oü on y aurait recours à l'avenir.
Le gouvernement du Canada et celui de l'Ontario ont annoncé, en
juin 1978, un accord de coopération pour le développement de technologies de
gestion sûre et d'évacuation permanente des déchets de combustible nucléaire
du Canada (3). Depuis 1978, le programme a pris de l'ampleur et est devenu
une entreprise vraiment nationale à laquelle participent plusieurs ministè-
res fédéraux et provinciaux, l'industrie et la communauté universitaire.
Le gouvernement fédéral a approuvé, en avril 1981, un programme de
recherche et développement génériques sur la gestion des déchets de combus-
tible nucléaire devant s'étendre sur une période de dix ans. Au cours de
cette période, 1981-1990, le programme doit fournir les données nécessaires
+ Qu'on appelle aussi combustible irradié ou épuisé.
* Le réacteur canadien à l'uranium naturel, modéré et refroidi à l'ea1;lourde (CANada Deuterium Uranium).
- 2 -
à l'évaluation du concept de l'évacuation souterraine â grande profondeur.
Un communiqué commun du gouvernement du Canada et de celui de l'Ontario,
publié en août 1981 (4), a défini le processus d'évaluation du concept.
Les compagnies d'électricité provinciales continuent les travaux
de recherche et de développement sur les déchets de faible et moyenne acti-
vité en collaboration avec l'EACL (5-7). En 1982, le gouvernement fédéral a
créé un Service de gestion des déchets de faible radioactivité au sein de
l'Énergie Atomique du Canada, Limitée (EACL) (8). Ce service s'assurera que
l'obligation ultime du gouvernement fédéral à l'égard des déchets de faible
activité est remplie d'une manière opportune et économique. En outre, le
gouvernement canadien a annoncé, en 1982 (9), des mesures concernant les
résidus de mines et d'usines de traitement du minerai. Les laboratoires
CANMET du ministère Énergie, Mines et Ressources Canada (10) effectuent des
recherches sur les résidus en coopération avec l'industrie et les provinces
productrices d'uranium. Les activités de recherche relatives aux déchets de
faible et moyenne activité et aux résidus de mines et d'usines de traitement
du minerai n'entrent pas dans le cadre de ce rapport.
Une série de rapports annuels d'avancement des travaux a décrit le
développement du Programme canadien d'évacuation des déchets de combustible
nucléaire jusqu'en décembre 1982 (11-14). Ce document, le cinquième rapport
annuel, examine les progrès accomplis au cours de l'année 1983 et renvoie
aux sources de renseignements plus détaillées.
2. HISTORIQUE
2.1 OBJECTIF DU PROGRAMME
L'objectif global du Programme canadien de gestion des déchets de
combustible nucléaire est d'assurer que ces déchets n'auront jama's d'effets
nocifs sur l'homme ou sur son environnement. Cet objectif repose sur deux
principes fondamentaux:
Sûreté - gestion des déchets radioactifs de telle façon que les
dangers possibles soient négligeables.
Responsabilité - gestion des déchets radioactifs de telle façon
que les inquiétudes des générations présentes ou futures et leur
participation au maintien de la sûreté soient minimisées ou sup-
primées.
Pour atteindre l'objectif, on propose d'enfouir les déchets conve-
nablement immobilisés à grande profondeur dans une formation géologique
stable. La communauté scientifique et technique est généralement d'accord
sur ce concept.
2.2 PARTIES DU PROGRAMME
L'ensemble du programme de gestion des déchets de combustible
nucléaire comporte quatre parties principales:
- le stockage intérimaire du combustible épuisé;
- le transport du combustible épuisé;
- l'immobilisation du combustible irradié et des déchets de recy-
clage du combustible avant leur évacuation et
- l'évacuation permanente des déchets immobilisés.
L'accord entre les gouvernements du Canada et de l'Ontario sur la
gestion des déchets de combustible nucléaire (3) définit les responsabilités
en ce qui concerne les différentes parties du programme. Aux termes de cet
accord, la compagnie d'électricité appartenant à la province, Ontario Hydro,
est chargée de développer les techniques de stockage intérimaire et de tran-
sport du combustible irradié tandis que l'Énergie Atomique du Canada, Limi-
tée, compagnie de la Couronne, est chargée de coordonner et de gérer le
programme de recherche et développement sur l'immobilisation des déchets de
combustible et leur évacuation en toute sécurité.
- 4 -
Bien que ce rapport décrive le progrès des quatre parties du pro-
gramme, le nombre considérable des études engagées ne permet pas d'examiner
ici tous les aspects du programme dans le détail. On s'est concentré sur
les études intéressant l'immobilisation et l'évacuatior. des déchets de com-
bustible ainsi que l'évaluation du concept d'évacuation sous l'angle de
l'environnement et de la sûreté.
2.3 PRINCIPE DU PROGRAMME
Les réacteurs CANDU actuels fonctionnent à l'uranium naturel et
ont un cycle de combustible à passage unique, c'est-à-dire que la matière
fissile que contient le combustible irradié n'est pas recyclée. Toutefois,
on développe des technologies d'immobilisation du combustible irradié et des
déchets de recyclage du combustible si bien que la liberté du choix reste
possible pour l'évacuation de l'une ou l'autre de ces formes de déchets.
Les méthodes actuelles de stockage du combustible irradié suffiront pour des
décennies et on peut aisément augmenter la capacité de stockage intérimaire
aux sites même des réacteurs (15). L'évacuation industrielle ne sera donc
pas nécessaire à court terme.
Dans le Programme canadien de gestion des déchets de combustible
nucléaire, le principe a été de trouver le concept le plus intéressant pour
le Canada et de concentrer les ressources disponibles pour développer ce
concept. Par conséquent, pour ce programme, on se concentre sur l'étude de
formations de roche stables plutoniques du bouclier canadien. On effectue
certains travaux sur d'autres moyens possibles tel que les lits de sel,
d'argiles ou de schistes et les sous—fonds de mers. Par sa contribution et
sa participation à l'échange mondial de données sur la gestion des déchets
nucléaires, le Canada peut choisir d'étudier la possibilité d'évacuation
dans d'autres formations géologiques si la roche plutonique s'avère non
convenable. Le Canada a conclu des accords de coopération avec les États-
Unis, avec la Commission des communautés européennes et avec la Suède. Ces
accords prévoient l'échange de données et autres renseignements sur la ges-
tion des déchets nucléaires et encourage les programmes coopératifs dans les
domaines d'intérêt commun.
L'objectif de la phase de dix ans de recherche et développement
génériques du programme canadien est d'évaluer les aspects écologiques et
sécuritaires de base du concept qui consiste â isoler les déchets de combus-
tible immobilisés en les évacuant, à grande profondeur, dans la roche pluto-
nique. Les études en laboratoire et sur le terrain fournissent des données
qu'on utilisera pour évaluer l'efficacité des diverses barrières de protec-
tion naturelles et articifielles destinées â minimiser ou à empêcher le
déplacement des radionuclides. Le développement des méthodes nécessaires
pour procéder â cette évaluation est un élément vital du programme.
Lors des étapes finales de la phase de recherche et développement,
on présentera une évaluation officielle du concept d'évacuation du point de
vue de l'environnement et de la sûreté, aux organismes de réglementation et
de l'environnement, pour examen et évaluation. Le Gouvernement du Canada et
celui de l'Ontario ont annoncé, en août 1981, le processus ainsi que le rôle
et les fonctions des organismes de réglementation et de l'environnement et
la participation du public (4). On trouvera le texte complet de cette dé-
claration en Annexe A. En résumé, le processus d'évaluation comprendra:
- un examen du point de vue des règlements et de l'environnement;
- un débat public;
- une décision par les deux gouvernements sur l'acceptabilité du
concept.
L'examen du point de vue de l'environnement et des règlements sera fait par
la Commission de contrôle de l'énergie atomique (CCEA), comme organisme
principal, avec l'aide du ministère de l'environnement fédéral et celui de
l'Ontario. Ces trois organismes formeront le Comité d'examen interorganis-
mes. Le débat public sera placé sous les auspices du gouvernement fédéral
et les recommandations qui en découleront seront soumises à la CCEA.
On pense que les travaux de recherche et développement produiront,
d'ici la fin des années 80, assez de données pour pouvoir entreprendre
l'examen et l'évaluation officiels. Le processus d'évaluation donnera au
- 6 -
public la possibilité de participer par l'intermédiaire de remarques sur la
documentation d'évaluation du concept, de documents soumis et de débats-
Le gouvernement fédéral a déclaré que l'on ne choisira le site
d'évacuation qu'après évaluation et acceptation du concept. De ce fait, on
n'a pas besoin de décider qui sera responsable du choix et de l'exploitation
du site avant l'acceptation du concept. On pense (4) qu'avant de construire
une enceinte à l'échelle industrielle pour l'évacuation des déchets de com-
bustible nucléaire, on construirait une enceinte de démonstration qu'on
exploiterait pendant quelques années. Les propositions pour les diverses
phases du processus d'autorisation de construire d'une installation d'évacu-
ation seraient soumises à la CCEA suivant la Loi du contrôle de l'énergie
atomique. La province dans laquelle cette enceinte d'évacuation serait si-
tuée veillerait à ce que soient respectés les règlements provinciaux régis-
sant les effets sur la santé, la sûreté et l'environnement.
Il importe, pour le succès du programme, que le public en soit mis
au courant, le comprenne et l'accepte. On insiste donc beaucoup sur la
nécessité d'informer complètement le public sans aucune réserve sur l'avan-
cement du programme. Un comité qui comprend des représentants du ministère
de l'Énergie de l'Ontario, d'Ontario Hydro et de l'EACL, coordonne les acti-
vités du programme qui touchent le public.
2.4 PARTICIPATION ET FINANCEMENT
Afin d'assurer qu'on dispose d'une compétence technique suffisante
au cours du programme, l'EACL a encouragé activement la communauté scienti-
fique et technique canadienne à y participer. Plusieurs ministères et orga-
nismes gouvernementaux et l'industrie privée travaillent avec l'EACL dans le
cadre du programme . De plus, des professeurs de plusieurs universités
canadiennes détiennent des contrats de recherche couvrant une grande variété
de sujets. Le guide du programme (16) donne davantage de précisions sur la
structure administrative, les principales parties "recherche" et "développe-
ment", les organismes participants et la coopération internationale.
- 7 -
Le gouvernement fédéral, qui finance les parties "immobilisation"
et "évacuation" du programme, continue d'y donner son approbation et d'y
apporter le soutien nécessaire. Le gouvernement fédéral a approuvé, pour la
période de dix ans s'échelonnant entre 1981-1990, un budget moyen de 29 mil-
lions de dollars (dollars de 1981) par an pour la recherche et le développe-
ment génériques. Ontario Hydro, en plus d'assumer la direction et le finan-
cement des parties "stockage" et "transport" du programme, a affecté 1 mil-
lion de dollars en 1983 à l'aide technique pour les parties "immobilisation"
et "évacuation" du programme.
2.5 EXAMEN DU PROGRAMME
Un Comité technique consultatif indépendant, créé en 1979, assure
l'examen scientifique continu du programme. Ce comité conseille l'EACL sur
la portée et la qualité du programme. Il l'interprète et l'évalue pour la
communauté scientifique et technique ainsi que pour le grand public. Les
membres du comité, dont les noms figurent à l'Annexe B, sont choisis parmi
les candidats nommés par les sociétés professionnelles de tout le Canada:
ce qui assure à ce comité une certaine autonomie.
Le Comité technique consultatif a publié quatre rapports annuels
(17-20) qui sont à la disposition du public. L'Annexe C donne le résumé du
Quatrième rapport annuel publié en juillet 1983. Dans ce rapport, le Comité
réaffirme son soutien pour le concept d'évacuation des déchets nucléaires à
grande profondeur en milieu géologique et reconnaît l'importance mise sur la
roche plutonique du bouclier canadien. Le Comité fait des critiques ainsi
que des suggestions et recommandations de grand Intérêt sur les différentes
parties du programme. Les Documents de programme donnent les plans de re-
cherche détaillés pour toutes les parties du programme (21-31). La dissémi-
nation rapide des résultats d'étude est assurée grâce à la série des rap-
ports techniques (TR) et à des communications présentées dans des conféren-
ces, ateliers et symposiums appropriés. On publie une description complète
des recherches dans la série de rapports AECL et les publications scientifi-
ques reconnues. On présente les examens de la portée et de l'avancement du
programme dans des réunions d'information tenues deux fois par an (32—33).
 la fin des années 1980, l'étude du concept du point de vue de
l'environnement et de la réglementation (voir chapitre 2.3) tiendra compte
des commentaires des divers ministères, des universités, des groupes d'inté-
rêt public et du public en général, en plus de ceux du Comité technique
consultatif. Ceci aidera la CCEA à s'acquitter de sa tâche qui est d'assu-
rer que le concept d'évacuation soit minutieusement évalué.
3. COMMUNICATION ET RELATIONS AVEC LE PUBLIC
L'EACL reconnaît qu'on ne peut pas mettre en application une tech-
nique d'évacuation des déchets sans son acceptation par le public à l'appui
de la connaissance et de la compréhension de celui-ci. Par conséquent,
l'EACL s'est engagée â assurer une communication complète et sans aucune
restriction avec le public, ses représentants élus et la communauté techni-
que sur tous les aspects du programme de recherche.
Les activités de communication et relations publiques se concen-
trent surtout en Ontario et au Manitoba étant donné que ce sont dans ces
provinces que se trouvent les parties du bouclier canadien dans lesquelles
on effectuert des études sur le terrain. Ces activités sont dirigées â
partir de l'Établissement de recherches nucléaires de Whiteshell (ERNW) et
des agents d'information publique sont en poste â Toronto et à Thunder Bay.
Auparavant, le public s'était inquiété du manque de définition du
processus suivant lequel l'évaluation du concept d'évacuation serait entre-
prise. La déclaration commune des gouvernements de l'Ontario et du Canada
d'août 1981 (4) donnait une définition précise de ce processus et détermi-
nait que, en plus de l'examen technique, un débat public aura lieu avant que
les gouvernements prennent une décision en ce qui concerne l'acceptabilité
du concept.
On diffuse les renseignements sur les divers aspects du programme
de gestion des déchets par l'entremise de diverses publications et par des
moyens audio-visuels. En 1983, environ 431 000 personnes ont. vu à la
- 9 -
télévision et 22 000, en public, le nouveau film intitulé "La gestion des
déchets de combustible nucléaire: prévoir pour demain" et un guide du pro-
fesseur a été produit pour accompagner ce film- Une nouvelle brochure et
une affiche décrivant le Laboratoire de Recherches Souterrain (voir le Cha-
pitre 6.2) ont été produites. Les brochures sur la gestion des déchets du
combustible nucléaire et celle sur le rayonnement ont été réimprimées, les
renseignements étant mis à jour selon la nécessité. Les panneaux de présen-
tation de la gestion des déchets, modifiés pour représenter les changements
apportés â l'orientation du programme et au calendrier des travaux, ont été
installés en 17 endroits au cours de l'année. La Rubrique de l'énergie,
rédigée par David Foster de la société-conseil en environnement et éaergie,
Energy Pathways, laquelle est située â Ottawa, a paru dans environ 80 jour-
naux de diverses localités.
On a tenu des séances de mise au courant particulières avec les
représentants des municipalités des régions près desquelles se trouvent les
emplacements de recherche sur le terrain. On a également tenu des séances
de mise au courant avec le docteur Gary Gurbin (député de Bruce-Grey et
critique en énergie du parti conservateur progressiste), Ray Skelly (député
de Comox-Powell River et critique en environnement du Nouveau Parti Démo-
crate) et des fonctionnaires des ministères des gouvernements de la Co_om-
bie—Britannique et de l'Alberta. Dans le cadre d'une soumission de communi-
cations de l'Association Nucléaire Canadienne, l'EACL a fourni des rensei-
gnements sur le Programme de gestion des déchets de combustible nucléaire â
la Commission d'enquête McCleave sur l'exploitation minière de l'uranium en
Nouvelle-Ecosse.
La liaison avec les médias s'est poursuivie pour tenter d'assurer
le reportage fidèle de l'avancement du Programme de gestion des déchets de
combustible nucléaire. Le reportage par les médias pour annoncer le bêbut
des travaux de construction du Laboratoire de recherches souterrain (LRS)
près de Lac du Bonnet au Manitoba a été excellent. Une équipe de TV Ontario
est en train de faire une série de films, dont une séquence sur la gestion
des déchets de combustible nucléaire pour le public universitaire non scien-
tifique de l'Ontario.
- 10 -
Le programme de communication et relations publiques donne aux
personnes habitant près des zones de recherche sur le terrain la possibilité
d'exprimer leur réaction. Le commencement des travaux de construction du
LRS au cours de l'année passée a provoqué une réaction défavorable insigni-
fiante. On a tenu des séances de mise au courant complémentaires avec les
représentants des municipalités et d'autres fonctionnaires de diverses ré-
gions du Manitoba.
L'acceptation par la collectivité locale d'Atikokan de l'Étude du
système d'écoulement hydrogéologique régional, qui durera 10 ans et coûtera
10 millions $, a été un événement important l'année passée dans le nord-
ouest de l'Ontario. L'Étude du système d'écoulement a été annoncée par des
séances de mise au courant tenues avec les médias, un bulletin, une séance
de mise au courant avec le conseil municipal, une réunion publique ainsi que
par la communication et les relations avec des personnes de la région. On a
constaté, qu'en général, l'étude a été soutenue, quelque opposition prove-
nant du Comité d'information sur les déchets nucléaires des habitants d'Ati-
kokan.
La communication et les relations publiques dans la Zone de re-
cherche d'Overflow Bay ont été au minimum étant donné qu'aucuns travaux
n'ont été effectués en cet endroit au cours de l'année. Â la suite de la
découverte de gisements aurifères â la limite sud de la Zone de recherche,
une grande partie de la Zone dans laquelle on avait auparavant interdit le
jalonnement a été abondonnêe par l'EACL et on a donné à nouveau la permis-
sion de jalonner.
Les travaux de forage ont commencé dans la Zone de recherche
d'East Bull Lake et il n'y a eu aucune opposition de la part du public. Les
activités visant à l'explication de la différence entre le programme actuel
de recherche de l'EACL et le choix possible d'un site pour une enceinte
d'évacuation de déchets de combustible rucléaire, se sont poursuivies pen-
dant toute l'année. A la suite du commencement des travaux de forage à Bull
Lake, le conseil municipal de Massey a visité le site et a exprimé un vif
intérêt pour les travaux.
- 11 -
Dans le cadre des activités visant à mesurer d'une façon continue
l'attitude du public vis-â-vis du Programme de gestion des déchets de com-
bustible nucléaire, l'EACL a participé aux sondages d'opinion publique
Gallup de février et octobre 1983 (36,37). Dans l'ensemble, le pourcentage
d'habitants de l'Ontario qui estime avoir quelque connaissance du Programme
a augmenté progressivement. En octobre 1983, plus de la moitié (53%), des
enquêtes de l'Ontario se sont considérés bien informés sur le programme. La
connaissance du programme continue d'être plus grande dans le nord de l'On-
tario que dans les autres régions de la province.
Les résultats des sondages d'opinion montrent la confiance du
public et son soutien possible à l'égard du programme de recherches. L'at-
titude vis-à—vis du choix possible d'un emplacement montre cependant que le
public est moins en faveur, dans ce cas. Peu d'enquêtes (moins de 10%)
considéreraient comme acceptable d'avoir une installation d'évacuation de
déchets à 20 milles de leur localité. C'est l'un des symptômes du syndrome
"pas de pollution à ma porte" qui pourrait être un obstacle sérieux au futur
choix de l'emplacement d'une installation d'évacuation (38).
On a passé un contrat avec Energy Pathways pour étudier et définir
les questions sociales générales que soulèverait le Programme de gestion des
déchets de combustible nucléaire. Les résultats de l'étude seront -vis à la
disposition des groupes Intéressés désirant prendre part à des discussions
avec l'EACL avant les débats publics sur l'évaluation du concept. Des réu-
nions initiales ont eu lieu entre l'EACL et l'Association des municipalités
de l'Ontario et le Groupe spécial d'étude de la responsabilité des sociétés
industrielles du point de vue de l'Église. Le but des réunions est d'inden-
tifier les inquiétudes des groupes d'intérêt public et de fournir des ren-
seignements conduisant à une meilleure compréhension de la technologie.
Pour coordonner et faciliter les programmes de communication et de
relations publiques couvrant divers aspects de la gestion des déchets, on a
formé un comité de coordination de la communication dont les membres sont de
l'Ontario Hydro, du Bureau de la Gestion des déchets radioactifs à faible
niveau et du service des Relations publiques de la Gestion des déchets de
l'EACL.
- 12 -
4. STOCKAGE ET TRANSPORT DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ
4.1 STOCKAGE DU COMBUSTIBLE IRRADIE
L'expérience avec le stockage sous l'eau et â sec du combustible
irradié CANDU au cours des 20 dernières années permet de croire qu'on peut
pratiquer le stockage iutérimaire pendant au moins 50 ans (39).
4.1.1 Stockage sous l'eau
On continue de stocker économiquement et en toute sécurité le
combustible nucléaire CANDU irradié dans des piscines en béton remplies
d'eau et situées dans les centrales nucléaires. La puissance de production
électronucléaire installée en Ontario est actuellement de 7000 MWe. Â la
fin de 1983, environ 300 000 grappes de combustible irradié (pesant environ
7000 Mg) ont été stockées après avoir produit 290 milliards de kWh d'élec-
tricité. En se basant sur les taux de production de combustible irradié
prévus en Ontario, il faudra une piscine de stockage supplémentaire dans
chacune des centrales nucléaires Pickering A, Pickering B et Bruce A dans la
moitié des années 1990. Le choix le plus économique pour Pickering semble-
rait être une installation que se partageraient Pickering A et B (40).
On met en oeuvre un programme pour maximiser la capacité de stock-
age de la piscine de stockage auxiliaire de Pickering A. On tranfère le
combustible irradié du système actuel de stockage à paniers à un système à
modules de plus grande densité de stockage; ce dernier système permettra
d'augmenter la capacité de la piscine de stockage auxiliaire de Pickering de
50 pour cent. L'installation et la mise en service du matériel de transfert
sont maintenant terminées.
Un examen du contrôle des propriétés chimiques de l'eau des pisci-
nes de stockage montre qu'on a pratiqué de façon continue un excellent con-
trôle à tous les postes et que l'intégrité de la gaine du combustible n'a
pas diminuée (41).
- 13 -
Des consultants ont établi un code d'ordinateur de calcul de
transfert de chaleur à éléments finis pour analyser les conséquences d'une
perte hypothétique d'eau de refroidissement d'une piscine de stockage. Ce
code peut également analyser diverses conditions de caloportage par conduc-
tion et convection dans diverses configurations de stockage à sec.
On a établi un projet de norme révisé "CSA N292.2": "Stockage en
piscine remplie d'eau du combustible irradié CANDU" que l'on a soumis au
Comité technique d'examen de la gestion des déchets radioactifs de l'Asso-
ciation Canadienne de Normalisation (ACNOR).
4.1.2 Stockage à sec
Après que le combustible irradié a été stocké pendant quelques
années dans des piscines remplies d'eau, la chaleur qu'il produit diminue
suffisamment pour en permettre le stockage à sec avec refroidissement pas-
sif. On effectue des études sur la possibilité de réalisation et le côté
économique de deux systèmes de stockage à sec: les enceintes â convection
et les conteneurs.
Le concept d'une enceinte à" convection de stockage à sec comporte
une série de tubes verticaux contenant les grappes de combustible irradié et
logés dans une construction en béton à la surface (42). Le refroidissement
est assuré par convection à l'air naturel. Die analyse thermique prélimi-
naire des diverses configurations indique qae la température maximale de la
gaine ne dépassera pas 165°C, valeur qui se situe bien en dedans de la li-
mite de 200°C considérée comme étant sûre pour l'intégrité à long terme de
la gaine du combustible en milieu sec.
On a comparé le côté économique du stockage du combustible irradié
dans des conteneurs en béton aux frais qu'on encourerait si on prévoyait des
piscines supplémentaires remplies d'eau au site des centrales êlectronuclé-
aires (43). On a évalué des conteneurs carrés et cylindriques en béton de
800 grappes de combustible. On a prédit une importante économie par le
stockage en conteneurs de béton aux sites de Bruce et Darlington dont la
- 14 -
capacité de stockage supplémentaire est grande (830 000 grappes à Bruce et
510 000 à Darlington).
Trois expériences financées en commun par l'Ontario Hydro et
l'EACL sont en cours pour évaluer la durabilitë â long terme du combustible
irradié lors du stockage à sec dans des conteneurs en béton. Une quatrième
expérience en cours aux LNCR pour évaluer la sensibilité de la gaine du
combustible irradié à la fissuration par corrosion sous tension et la fragi-
lisation par exposition du métal à la vapeur, est financée en commun par le
U.S. Electric Power Research Institute (EPRI), l'EACL et l'Ontario Hydro.
Le Tableau 1 résume les quatre expériences.
TABLEAU 1
EXPÉRIENCES DE STOCKAGE Â SEC
Expérience
ERB
CEX-1
CEX-2
Sensibilité de la gaine ducombustible irradié à lafissuration par corrosionsous tension et à la fragi-lisation par exposition dumétal à la vapeur
Caractéristiques du
Milieuambiant
air
air sec
airhumide
iode
Température
varie selon latempératureextérieure
150°C
150°C
100-300"C
i
stockage
Nombre degrappes
(et réacteur)
2 (Pickering)
4 (Pickering)
4 (Pickering4 (Bruce)
- 15 -
Dans l'expérience "Easily Retrievable Basket (ERB) (au Panier
facilement récupérable) des essais non destructifs et destructifs sur deux
grappes de combustible irradié de Pickering indiquent qu'il n'y a pas de
détérioration importante de ces grappes après 3.5 ans. Il y a maintenant
5 ans qu'on a stocké les grappe? de combustible sans aucun signe de libéra-
tion de matières radioactives. Les grappes de combustible irradié stockées
â l'air sec â 150°C (CEX-1) ne donnent aucun signe de libération de matières
radioactives après 3 ans de stockage. Les grappes de combustible irradié
stockées â l'air humide à 150°C (CEX-2) ne donnent aucun signe de libération
de matières radioactives après 2 ans de stockage. Les résultats préliminai-
res de l'expérience pour évaluer la sensibilité de la gaine de combustible
irradié à la fissuration par corrosion sous tension et la fragilisation par
exposition du métal â la vapeur, indiquent que la gaine irradiée est plus
sensible que la gaine non irradiée.
4.2 TRANSPORT DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ
Selon les termes de la déclaration commune des gouvernements du
Canada et de l'Ontario de juin 1978 (3), l'Ontario Hydro est chargée de
développer la technologie nécessaire pour le transport routier à grande
échelle du combustible irradié. L'objectif est de concevoir, construire et
autoriser un château de transport de grandeur naturelle pour le transport
routier du combustible irradié pour 1988.
On a choisi un concept de château de transport de référence (Fig-
ure 1) parmi plusieurs autres concepts après avoir analysé leurs réactions â
diverses conditions accidentelles (44). Ces conditions comprennent un in-
cendie engloutissant pendant 0.5 heure â 800°C, une chute de neuf mètres sur
une surface résistante ainsi qu'une chute d'un mètre sur une tige en acier
conformément aux règlements de l'AIEA. Le concept de référence comporte une
charge utile à deux modules (192 grappes), une configuration rectangulaire
et une construction monolithique â paroi en acier. Le poids brut prévu est
de 37 tonnes pour que le château de transport puisse être transporté par la
route sans restrictions ou permis spécial. Le château de transport est con-
çu pour transporter du combustible refroidi pendant 10 ans mais peut aussi
transporter du combustible refroidi pendant des périodes plus courtes.
LlMITEUR DE CHOCS
ROULONS PFFTYATTOM
rnPVFRCl.F.
MOPULF. PF
COMBl'PTIRLF
ORTFICE D'EVACUATION
GARNITURE D'ETANCHEITEPU COUVERCLF
CHATEAU PF
TRANSPORT
TOURILLON PELEVAGE
RIMENSIONS APPROXIMATIVESHAUTEUR: 2.1 mLONGUEUR: 1.84 mLARGEUR: 1.5 tn
FIGURE 1: Chateau de transport routler de reference pour le transport du combustible Irradlg CANDU
- 17 -
On a effectué des essais de vibration et au choc sur des grappes
de combustible hydruré" non irradié et sur un module de combustible; en
outre, on a effectué une analyse thérorique de la vibration du combustible
irradié lors du transport. Les résultats montrent qu'un système de grappes
de combustible â deux modules logé dans un simple château de transport assu-
jetti, a des caractéristiques vibratoires acceptables.
Du fait qu'il y aura de l'air dans le château de transport lors du
transport, il faut maintenir la température du combustible au-dessous de
200°C pour empêcher l'oxydation excessive de l'UO2 qui pourrait se produire
en présence de petits défauts dans la gaine de celui-ci. Une analyse théo-
rique de la dissipation de la chaleur pour plusieurs concepts de château de
transport indique que la température du combustible ne dépassera pas 200°C.
La dissipation de la chaleur n'est pas fortement influencée par la configu-
ration du château de transport, la construction â paroi ou la présence d'ai-
lettes mais elle est influencée par la conception du limiteur de chocs,
l'espace libre intérieur entre la paroi du château de transport et les grap-
pes de combustible et le fluide de refroidissement (azote, hélium ou mélange
air/vapeur) des cavités du château de transport. On peut satisfaire les
tolérances réglementaires de fuite de matières radioactives du château de
transport en se servant d'une simple fermeture boulonnée à un seul couvercle
et à garniture d'étanchéitê en élastomère.
4.3 GESTION INTÉGRÉE DU COMBUSTIBLE
Les évaluations préliminaires économiques (46) et techniques (47)
de l'emploi de châteaux de transport en béton dans un système de gestion
intégrée du combustible irradié pour le stockage, le transport et l'évacua-
tion ont offert d'assez grands espoirs pour justifier une étude des maté-
riaux pour béton et des concepts de châteaux de transport en question. On
n'évaluera pas le concept de château de transport intégré en béton jusqu'au
même niveau que celui des conteneurs en métal quant au détail technique
(voir le Par. 5.1.1) lors de cette phase du programme. Si, cependant, l'é-
valuation technique indique que le concept de château de transport intégré a
une certaine valeur, il se peut qu'on le présente comme autre choix possible
- 18 -
lors de l'examen réglementaire et qu'on l'évalue en plus grand détail â
l'avenir.
Il faut un béton à forte densité, grande résistance, faible permé-
abilité et faible pH qui satisfait les conditions de performance y afféren-
tes. On étudie divers ciments, mélanges, matériaux agglomérants complémen-
taires, agrégats et techniques de fabrication ainsi que la possibilité d'a-
jouter des fibres au béton pour en améliorer la résistance à la fissuration.
On se servira d'un béton â forte densité contenant des agrégats â fer spécu-
laire et fer magnétique comme référence dans l'évaluation. On a produit un
ciment â fleur de silice résistant au sulfate qui promet dans des conditions
normales de traitement après prise. Il a une haute résistance, une faible
perméabilité, une faible porosité et un petit diamètre de pores.
Sur la base de la résistance â la charge de type statique, on
recommande un château de transport cylindrique pour la conception du château
de transport de référence. Un château de transport cylindrique peut résis-
ter à une pression hydrostatique de 10 MPa (la pression prévue dans une
enceinte d'évacuation) et peut résister à la pression lithostatique en pre-
nant des mesures ne mettant en jeu aucune construction telles que la mise en
place d'un matériau compressible autour du château de transport. Le château
aura une paroi de 0.5 m d'épaisseur et un revêtement incérieur en acier.
Le château contiendra 192 grappes de combustible irradiées en deux
modules de stockage de combustible (pour minimiser la manutention du combus-
tible) ou un panier hexagonal de combustible (pour maximiser la densité de
chargement). D'après les calculs préliminaires, il peut résister â des
effets thermiques produits par une puissance thermique allant jusqu'à 5 kW.
Donc, le château pourrait contenir du combustible récent, par exemple du
combustible de trois ans produisant 14 W par grappe (au total, 2.7 kW).
On étudie également un système de gestion intégrée du combustible
irradié basé sur un conteneur ou un château de transport métallique. On
considère deux concepts. Le premier est un château de transport à paroi
épaisse (normalement à paroi de 50 mm d'épaisseur) pouvant résister à une
- 19 -
pression hydrostatique de 10 MPa. Le deuxième est un simple conteneur à
paroi mince qu'on pourrait placer dans un protège-conteneur pour le trans-
port ou l'évacuation. Le conteneur/château de transport contiendrait un
multiple de 96 grappes de combustible et plusieurs configurations de charge-
ment sont â l'étude (dont le démontage des grappes) (48,49).
5. IMMOBILISATION DU COMBUSTIBLE IRRADIÉ
Les travaux de recherche et de développement portent sur les élé-
ments artificiels du système d'évacuation des déchets de combustible nuclé-
aire. Ils comprennent la définition des formes de déchets de combustible
irradié et de déchets immobilisés du recyclage du combustible, le développe-
ment de conteneurs durables pour les déchets de combustible irradié et les
déchets immobilisés du recyclage du combustible et la mise au point des
matériaux de remblayage et de scellement d'une enceinte d'évacuation des
déchets de combustible nucléaire-
5.1 ISOLEMENT DU COMBUSTIBLE
Les études de l'isolement du combustible comportent la mise au
point d'un confinement durable pour l'évacuation des grappes de combustible
irradiées intactes ainsi que la caractérisation du combustible irradié sous
forme de déchet (31,33). Les études se concentrent sur des conteneurs cy-
lindriques comprenant une enveloppe métallique de haute intégrité résistant
à la corrosion pour isoler le combustible pendant sa phase à toxicité éle-
vée. On effectue également d'autres études sur des systèmes de confinement
qui pourraient assurer un isolement beaucoup plus long en utilisant des
matériaux tels que les céramiques. Le combustible irradié résiste à la dis-
solution dans des conditions chimiquement réductrices et semble être une
forme viable de déchet convenant à son évacuation.
- 20 -
5.1.1 Développement du conteneur et évaluation des matériaux
On étudie plusieurs concepts de conteneur (50,51). Le plus sim-
ple, le concept â "enveloppe sous contraintes", a une enveloppe suffisamment
épaisse pour résister à la pression hydrostatique d'une enceinte inondée.
Les autres concepts de conteneur â "enveloppe supportée" ont un support
interne qui permet l'utilisation d'enveloppes à paroi plus mince. Le sup-
port est assuré soit par une matrice métallique coulée soit par un matériau
sous forme de particules tassées autour des grappes de combustible soit par
un support profilé. Une installation d'essai hydrostatique (Hydrostatic
Test Facility) (HTF) capable de soumettre les conteneurs à des pressions
allant jusqu'à 10.3 MPa et des températures allant jusqu'à 200°C, a été
construite et mise en service à l'ERNW. Pour minimiser la corrosion du
récipient en acier au carbone, on a pressurisé l'eau à l'azote et réglé le
pH et la teneur en oxygène à l'aide d'additifs.
Systèmes de confinement cimples
Des conteneurs simples sont conças pour isoler le combustible
irradié lors de sa phase à haute toxicité.
On a étendu l'analyse du flambage de l'enveloppe d'un conteneur en
acier inoxydable à enveloppe sous contrainte (52) pour tenir compte des
effets du fluage variant avec le temps. Les effets du fluage semblent être
négligeables dans le cas de l'acier inoxydable 316L pour les températures et
temps qui nous intéressent (150°C et 500 ans). L'analyse d'un conteneur en
titane de nuance 2 à enveloppe sous contraintes est en cours.
On étudie la technologie et le côté économique des revêtements
métalliques passifs des conteneurs à enveloppe sous contraintes. Les
résultats préliminaires indiquent que les métaux de revêtements pourraient
assurer une économie importante sur le coût des matières par rapport aux
métaux solides mais les techniques de fabrication et d'examen seraient
probablement plus complexes.
- 21 -
Un conteneur à demi-échelle en acier inoxydable 316L à matrice en
plomb a subi des essais dans l'intallation d'essai hydrostatique (HTF) à des
pressions allant jusqu'à 10 MPa, des températures allant de 50, 100 et 150°C
et pendant des périodes allant jusqu'à 170 h. Malgré la présence d'un trou
central usiné dans la matrice en plomb pour simuler un défaut de coulage, un
examen visuel après essai n'a montré qu'une déformation insignifiante du
conteneur. Les contraintes produites dans l'enveloppe du conteneur lors de
la manutention étaient inférieures à 10 MPa et bien au-dessous de la limite
calculée.
On a fabriqué un conteneur chargé de particules à enveloppe en
titane de nuance 2 de A mm d'épaisseur et â rangée intérieure de tubes en
acier au carbone non profilé. On a placé les grappes de combustible simu-
lées dans les tubes extérieurs et on a rempli l'espace restant de billes de
verre de 1 mm de diamètre. On a soudé la fermeture supérieure par le procé-
dé manuel sous gaz inerte au tungstène. Les contraintes mesurées sur l'en-
veloppe du conteneur lors de la manutention étaient bien inférieures à la
limite calculée. Les données préliminaires à des pressions hydrostatiques
allant jusqu'à 10 MPa et des températures de 50 et 100°C indiquent que les
déformations plastiques à court terme sont généralement inférieures à 1%.
On a fabriqué un conteneur d'essai à support profilé à rangée
intérieure de tubes en acier au carbone pour assurer le support et à billes
en verre entre les tubes en ac~.er au carbone et l'enveloppe extérieure pour
transmettre la charge. On a soudé l'enveloppe du conteneur à partir d'une
tôle de titane de nuance 2 de 6 mm d'épaisseur par le procédé sous gaz iner-
te au tungstène.
Évaluation des matériaux
On a examiné les méthodes possibles de prédiction du comportement
à long terme sous corrosion des matériaux de conteneur à retenir (53). Dans
le cas des métaux passifs de conteneur à retenir, c'est-à-dire les alliages
à base de titane et de nickel, la corrosion par les fissures est le proces-
sus qui limitera le plus probablement la durée de vie du conteneur. Dans
- 22 -
le cas du cuivre, la vitesse de corrosion uniforme doit être fonction de
l'apport d'oxidants.
Après avoir examiné des techniques électrochimiques pour étudier
la corrosion localisée des métaux passifs (54), on emploit des techniques
électrochimiques (potentiostat et "ravage") pour étudier le comportement
sous corrosion par piquage du titane de nuances 2 et 12 et de l'inconel 625.
Comme le titane de nuance 2 semble Être susceptible à la corrosion
par fissuration dans les solutions aqueuses de chlorure â des températures
descendant jusqu'à 100°C (32,55), les travaux récents se sont concentrés sur
le titane de nuance 12. On s'est servi de techniques électrochimiques et de
changement de poids pour étudier le déclenchement et la propagation des
fissures dans les solutions aérées neutres de chlorure de sodium (chlorure â
1 et 3% en poids) à 150°C. Le déclenchement de la corrosion par fissuration
a eu lieu dans des conditions de corrosion libre et de polarisation contrô-
lée mais la vitesse de propagation a semblé diminuer d'une façon importante
après quelques heures. L'augmentation de la concentration de chlorure ou la
diminution du pH n'a eu aucun effet observable. Le degré de corrosion du
titane de nuance 12 était de beaucoup inférieur à celui observé pour le
titane de nuance 2 dans les mêmes conditions.
Les résultats des études du comportement sous corrosion du cuivre
dans de l'eau souterraine simulée très saline continuent de venir â l'appui
du cuivre comme autre métal possible parmi les métaux passifs, tels que le
titane, pour le conteneur (56).
Dans l'essai de corrosion C-10, on a en partie immergé des échan-
tillons de cuivre, de titane de nuance 2 et d'Inconel 625 dans de l'eau
souterraine et dans un lait d'eau souterraine-bentonite et irradié ceux-ci
par rayons gamma provenant d'un élément de combustible irradié pendant 18
mois â 100°C. Le taux de dose gamma à la surface des échantillons a été
évalué à 10 Gyh- 1. Un examen p "liminaire des échantillons n'a indiqué
aucune corrosion importante.
- 23 -
On a exécuté des essais de traction â faible vitesse de déforma-
tion sur du titane de nuances 2 et 12 dans une solution de chlorure de so-
dium à 150°C dans des conditions de polarisation cathodique contrôlées (dé-
gagement de l'hydrogène). On a observé une absorption d'hydrogène et une
perte de ductilité sensibles dans le cas du titane de nuance 12 â des poten-
tiels injectés d'environ 0.8 V (SHE). On n'a cependant observé" aucune fra-
gilisation du titane de nuance 2 et aucune absorption importante d'hydrogène
ne s'est produite. Il se peut que le manque d'absorption d'hydrogène par le
titane de nuance 2 soit causé par la repassivation rapide de la surface
métallique nouvellement exposée et formée lors de la déformation lente.
On a effectué des essais pour dëv.erminer si l'hydruration du tita-
ne de nuances 2 et 12 peut se produire dans un champ de rayonnement gamma.
On a mis des éprouvettes métalliques en contact avec un mélange de bentonite
agglomérée et d'eau souterraine saline â 150°C et on les a ensuite exposé â
une dose gamma de 3.6 x 101* Gy (â un taux de dose de 100 Gy h " 1 ) : elles
n'ont montré aucune augmentation importante de la teneur en hydrogène.
Les études de techniques de soudure et d'examen de la fermeture
des conteneurs se poursuivent (57). La mise au point d'une technique de
soudure à l'arc au tungstène sous gaz à courant puisé pour la fermeture
définitive d'un conteneur en titane â paroi fine progresse. L'évaluation de
la soudure par diffusion, chauffée par résistance, d'une tôle de titane est
maintenant terminée (58). On a exécuté des soudures au faisceau électroni-
que sur des tôles de 25 mm d'épaisseur en cuivre raffiné au four à réver-
bère, sans oxygène, et leur évaluation est en cours. Un examen des techni-
ques de soudure à l'arc du cuivre (59) indique que la soudure à l'arc au gaz
avec électrode fusible d'une tôle de cuivre de 25 mm d'épaisseur sans pré-
chauffage pourrait nécessiter un courant voisin de 2000 A. Bien qu'on pour-
rait probablement obten5.r des soudures de bonne qualitét la soudure à l'arc
au gaz av'ic électrode fusible et à courant élevé n'est pas courante et il
faudrait donc une grande mise au point.
On a rédigé un rapport provisoire sur l'examen des assemblages de
titane réalisés par soudure par diffusion (60). Des études récentes c'asem-
- 24 -
blages de titane produits par soudure par diffusion et avec fils incorporés
en tungstène et alliage nickel-chrome indiquent qu'on peut détecter un fils
de 0.125 mm de diamètre par examen aux ultrasons. On a également effectué
un examen aux ultrasons du conteneur d'essai à particules tassées (61).
Dans le secteur de la mise au point des pièces coulées, on s'est
servi de la modélisation de la solidification des pièces coulées pour analy-
ser le flux de chaleur dans diverses conditions de refroidissement (62). On
a vérifié le modèle en mesurant les profils de solidification des petites
pièces coulées et ensuite on s'en est servi pour prédire le comportement,
sous solidification, du plomb dans une petite pièce coulée contenant une
seule grappe de combustible. Les résultats montrent que, pour une perte de
chaleur à partir de la base seule du conteneur, le temps de solidification
serait long, environ de 2.5 h (63). Cependant, si le refroidissement se
produit également à partir de la moitié inférieure de la paroi du conteneur,
le temps de solidification est réduit d'un facteur de six. On a évalué les
effets des temps de solidification longs sur l'interaction de la matrice
fondue et des matériaux de la gaine de combustible et du conteneur (64).
Systèmes de confinement avancés
On peut réaliser des systèmes de confinement très durables pour
assurer l'isolement des déchets pendant des milliers d'années, en utilisant
un conteneur métallique épais ou un conteneur non métallique ou encore en
employant une seconde barrière de protection consistant en une matrice mé-
tallique de haute intégrité telle que le plomb ou l'alliage de plomb. On a
examiné la possibilité de fissuration pendant la solidification (déchirure à
chaud) (65,66). Les résultats indiquent que les alliages plomb-antimoine à
plus forte résistance peuvent être susceptibles de se déchirer à chaud lors
de la solidification. L'alliage plomb-bismuth est moins susceptible de se
déchirer â chaud ainsi que l'alliage plomb-êtain. Les alliages plomb-sodiura
et plomb-calcium ont une tendance â la déchirure à chaud négligeable. Si on
emploit des additifs d'alliage pour améliorer la résistance et la résistance
au fluage du plomb à des fins de matriçage, il faut choisir l'alliage de
façon à maximiser sa insistance et minimiser la déchirure â chaud.
- 25 -
On a entrepris l'évaluation des particules ou des additifs aux
particules pour assurer une barrière adsorbante dans le conteneur. On a
identifié, dans un rapport préliminaire, des particules possibles à étudier
ultérieurement (67).
On évalue les revêtements comme barrière de. protection supplémen-
taire d'un conteneur métallique résistant â la corrosion. Le revêtement en
céramique semble être le plus prometteur et il est probable que la détona-
tion et la projection au plasma produiront un revêtement adhérent, dense et
uniforme.
Des essais de lixiviation ont percis la sélection sévère de maté-
riaux céramiques â retenir pour le confinement â long terme. On a effectué
des essais de lixiviation statiques d:»ns de l'eau distillée déslonisée, de
l'eau souterraine saline et de l'eau souterraine saline contenant 20% de
bentonlte à sodium. Dans les essais de 120 jours à 100°C, AljOj de haute
pureté, le graphite, Zr(>2 et T1Û2 ont présenté des vitesses de lixiviation
faibles (inférieures à 2 x 10"1 kg»m~2«s~1) dans toutes les solutions. Dans
l'eau souterraine saline et le lait à 20% de bentonite AI2O3 moins pure (par
ex. A12O3 à 96%) a donné d'aussi bons résultats que Al^Oj très pure. En
général, les vitesses de lixiviation ont été supérieures dans l'eau distil-
lée et 1s lait de bentonite par rapport à celles dans l'eau souterraine
saline.
5.1.2 Caractérisation du combustible irradié
Les études du combustible irradié décrivent et quantifient les
caractéristiques du combustible d'UÛ2 irradié des réacteurs CANDU lesquelles
sont relatives à son comportement sous forme de déchet. Les essais de lixi-
viation et dissolution constitutent la majeure partie du programme de carac-
térisation du combustible.
Au cours des deux dernières années, on a mis l'accent sur l'esti-
mation des fractions de césium et d'iode libérées rapidement de l'espace
compris entre le combustible et la gaine pendant les premières phases de la
- 26 -
dissolution du combustible irradié. Des études récentes montrent qu'il y a
une relation entre l'histoire de l'énergie du combustible et la lixiviation
du combustible (68). On estime actuellement que les prévisons artSrieures
(69) de quantité de césium 135 et d'iode 129 contenue dans l'espace mention-
né ci-dessus sont trop faibles (70). On estime actuellement que la quantité
à la décharge pour tout combustible irradié des réacteurs d'Ontario Hydro
est de 2.21% par rapport à la prévision antérieure de 0.35%.
Un essai d'un an dans lequel on a provoqué l'interaction d'élé-
ments de combustible irradié rendus défectueux intentionnellement et de
l'eau souterraine à 150°C et 10 MPa montre que la quantité contenue dans
l'espace mentionné ci-dessus lixivie rapidement. On a décelé la formation
de précipités dans les fissures du combustible et observé une hydruration
importante de la gaine.
On a entrepris des essais préliminaires pour étudier les effets de
la radiolyse gamma et alpha de l'eau souterraine sur la dissolution. Des
échantillons d'UO^ mis dans de l'eau souterraine exposés à un champ de
rayonnement gamma pondant 485 jours à 100°C se sont oxydés un peu plus que
les échantillons non irradiés (Tableau 2). La présence d'argiles a réduit
l'effet d'oxydation. Il se peut que cette réduction soit causée par Fe2+
libéré par l'argile: ce qui entraîne ainsi une augmentation de la produc-
tion de l'hydrogène par radiolyse (71). Donc, il se peut que les matériaux
tampons ou additifs tampons contenant Fe i + modifient le processus chimique
rédox (oxydo-réduction) dans une enceinte d'évacuation, surtout en présence
d'un champ de rayonnement.
Oans les études de radiolyse alpha, on a placé des sources alpha
(disques pléoués or) à moins de 25 (im d'une électrode à U0 2, une couche
d'eau y étant intercalée (72). Le potentiel mesuré de corrosion de l'UO^
n'était pas fonction de l'intensité de la source alpha entre 1 et 100 uCi.
La comparaison des potentiels de corrosion avec et sans la source alpha
indique qu'aacune variation de potentiel anodique n'est causée par les espè-
ces oxydantes provenant de la radiolyse de l'eau contenue dans l'espace en
question. On a cependant observé une variation de potentiel anodique avec
- 27 -
TABLEAU 2
EFFETS DU RAYONNEMENT GAMMA SUR LA COMPOSITION DE SURFACEDE L'UO, DANS UNE SOLUTION SALINE *
Champ derayonnement 2
Oui
Non
Oui
Non
Oui
Non
Argile3
Non
Non
Bentonite
Bentonie
lllite
Illite
Composition de surface4
de la pastille d'UO 2
UO2.48
UO2.35
aO2.21
UO2.29
U02.10
UO2.24
Conditions d'essais: T = 100°C; t = 485 jours; composition de surfacedes pastilles = UOy 15» teneur de la solution saline WM-1 (en mg'L"1);
Na:1910; K:14; mg:61; Ca:213O; Sr:24; Fe(III):0.56; HCO3:08; Ci:6460;30^:1040; NO3:33.
Taux de dose gamma - 4 Gy *h~ *•
Concentration d'argile = 200 g «L~
Déterminée par XPS (tous les résultats sont la moyenne de deux échan-tillons)
une source alpha de 1 raCi. Il se peut qu'elle soit causée par la réaction
du peroxyde d'hydrogène, produit radiolytiquement, avec la surface d'UO2-
Les études ci-dessus sont appuyées par des essais exécutés sur une
électrode à UO9 à l'aide de techniques êlectrochimiques et de la spectros—
copie photoélectronique par rayons X. On a proposé un mécanisme précis
décrivant l'effet des types d'eau souterraine sur la dissolution de l'U02
(73,74). Celui-ci permet de prédire l'effet de l'eau souterraine de diver-
ses compositions sur la dissolution de l'UÖ2-
5.2 IMMOBILISATION DES DÉCHETS
Le but des études d'immobilisation des déchets est de mettre au
point des procédés et des produits pour les déchets qui seraient engendrés
- 28 -
si on recyclait le combustible irradié des réacteurs CANDU (24,33). Lors du
recyclage, les éléments précieux (tels que le plutonium), seraient séparés
et recyclés tandis que les déchets restants (déchets et gaz d'échappement à
haut, bas et moyen niveaux radioactifs) seraient immobilisés sous différen-
tes formes.
5.2.1 Déchets â haut niveau radioactif
Déchets sous forme de verre
On poursuit la mise au point de systèmes à fusion en conteneur et
de systèmes à électrofusion à revêtement en céramique pour la vitrification
des déchets. La technique de la fusion en conteneur consiste à se servir
d'un simple conteneur métallique comme fondeuse et conteneur de stockage.
On évalue actuellement une technique modifiée consistant â se servir d'un
deuxième conteneur dans lequel on peut verser le verre fondu. Du fait qu'a-
vec les systèmes à fusion en conteneur le transfert de chaleur est mauvais
et la vitesse d1evaporation faible, on éprouve actuellement un évaporateur â
film d'eau essuyé mécaniquement pour concentrer les déchets avant la vitri-
fication.
On a terminé la construction de l'Installation d'essai du procédé
d'immobilisation des déchets (WIPE) qui comporte un four â calciner à gicla-
ge rotatif ainsi qu'un système à ëlectrofusion en céramique; elle est desti-
née à produire 10 kg'b.-1- de verre au borosilleate de sodium. Sa misa en
service est en cours.
Le comportement physicochimique des déchets immobilisés sous forme
de verre et leur durabilité en milieu hydrothermique prévu dans une enceinte
d'évacuation sont en cours d'étude. On a mis au point une série de modèles
de lixiviation pour décrire la libération d'espèces â partir des déchets
sous forme de verre dans diverses conditions (75). Une étude bibliographi-
que des verres au borosilicate pour déchets (76) montre que la durabilité
augmente lorsque la teneur en SiO2, Fe^O^ et Al2Oj augmente mais qu'elle
diminue selon la teneur en Na^O ou K20. Il a été établi que les vitesses de
- 29 -
lixiviation des ions principaux de la matrice des verres au borosilicate de
sodium, dans diverses conditions statiques et de recharge de la solution de
lixiviation, sont les mêmes lorsqu'on les exprime en fonction de la concen-
tration des ions dissouts dans le lixiviat (77).
Les verres à l'aluminosilicate de sodium ont une vitesse de lixi-
viation faible relativement constante (7 ± 2 x 10~ 1 0 kg«m~2«s~1) dans un
grand éventail de compositions (78). Une étude de l'effet de la température
sur les libérations d'ions de silicium et de sodium dans l'intervalle de
températures de 25 à 99°C indique que le mécanisme de lixiviation entraîne
la libération préférentielle des ions de terre alcaline par diffusion ioni-
que: ce qui produit une couche superficielle riche en aluminosilicate et la
dissolution coïncidente plus lente de la couche d'aluminosilicate. La dis-
solution "permanente" se produit par la suite lorsque la vitesse de diffu-
sion des ions d'alcali à travers la couche superficielle lixiviée est égale
à la vitesse de dissolution du silicate à la surface.
On a concentré les études de non—miscibilité des liquides de sys-
tèmes de borosilicate à constituants multiples sur l'effet de la dimension
des ions modifiant le verre (79). On a déterminé les limites de miscibilité
dans le système X2O-MO-B2O3-SiO2 (X = Na, K; M = Mg, Ca, Ba). La forme des
espaces à miscibilité est semblable à celle décrite précédemment pour le
système Na2O-Zn0-B203-Si02 (80) et on peut déterminer la relation existant
entre l'importance de l'espace et le pouvoir de polarisaton des cations
X (Na>K) et M (Zn=Mg>Ca>Ba). Les microstructures de divers verres séparés
par phases dans les systèmes Na2O-B2O3-SiO2 et Na2O-MnO-B2O-SiO2, identi-
fiées par microscopie électronique â balayage, sont en accord avec les pre-
mières observations découlant dea mesures de température de transition vi-
treuse (82).
La facilité de fabrication des verres est fonction, en grande
partie, des relations viscosité-terapérature-composition. On a déterminé la
viscosité pour les masses fondues de verres au borosilicate de sodium et
évalué la variation de la viscosité en fonction de la composition et de la
température (83).
- 30 -
Déchets sous forme de céramique
Les déchets sous forme de céramique â l'étude comprennent le sphè-
ne (titanite, CaTiSiOr, ; (84). Les calculs indiquent que le sphène devrait
être stable dans i.as eaux souterraines typiques du bouclier canadien (forte
teneur en Ca2+, faible teneur en SOt,2" et C0$2~) dans l'intervalle de tempé-
rature de 25 à 150°C. Trois types de matrices à base de sphène sont â l'é-
tude: celle en minéraux naturels, celle en pastilles céramiques formées par
compression et frit tage ainsi que celle en verres céramiques formés par
fusion et cristallisation contrôlée du système
La cristallisation du verre NajO-Al^Oj-CaO-TiOj-Siûj pour obtenir
le verre céramique â base de sphène est contrôlée par la disponibilité du
noyau hétérogène de la masse fondue (85). On a constaté que les produits de
fission tels que le ruthénium, le rhodiumn et le palladium favorisent la
cristallisation du sp'iène â 850°C ou au-dessous. Les constituants tels que
le zinc, le chrome, lu molybdène et le phosphore ne favorisent pas la nuclé-
ation. Dans le cas dus verres auxquels on a ajouté du cérium et de l'ura-
nium, la cristallisation des structures de fluorite ci; de la wollastonite
s'est produite au début â environ 90O°C bien qu'elles se soient recristalli—
sées sous forme de sphèie à des températures, de 1050 à 1100°C- On a observé
l'évolution de l'oxygène, probablement associée à la réduction de U6+ à U1***",
pendant la cristallisation du sphène; le verre céramique présentait de nom-
breuses pores isolées (86).
On a employé diverses techniques pour étudier les propriétés des
verres céramiques à base de sphène (stabilité thermodynamique, comportement
à la lixiviation et modification hydrothermique de surface, nucléation et
cristallisation, caractérisation microstructurale, division des éléments et
stabilité sous rayonnement).
Les études expérimentales du comportement hydrothermique et de la
modification de surface du sphëne synthétique dans l'eau souterraine mon-
trent qu'il y a peu de lixiviation sélective des éléments de la matrice ou
des radionuclides simulés ou qu'il n'y en a aucune si le sphène est dans
- 31 -
champ de stablilité (87,88). Dans l'eau désionisêe, Ca 2 + et Si*•+ subissent
une lixiviation sélective et laissent ainsi une mince couche superficielle
composée de TiO très insoluble (anatase ou brookite). Dans le cas du verre
céramique contenant des cristallites de sphène dans une matrice de verre à
l'aluminosilicate, la libération des radionuclides est fonction de la vites-
se de dissolution relative des phases verre et céramique ainsi que de la
division de chaque radionuclide entre les deux phases (89). Les analyses
des solutions et surfaces indiquent que, dans la plupart des cas, la phase
verre subit une lixiviation préférentielle.
On s. irradié avec un faisceau d'ions de 3 MeV Ar+ pour simuler les
processus de désintégration alpha dans le sphène, les verres céramiques â
base de sphène, CsAlSib012 et CsZr2(POlt)3 (90,91). Les sections efficaces
mesurées des dommages indiquent que les matériaux sont sensibles â la forte
irradiation inonique. Dans le cas du verre céramique, l'irradiation n'a pas
conduit à une augmentation de la vitesse de lixiviation dans l'eau distillée
ou l'eau salée à 100°C. Dans le cas du sphène, on a observé une augmenta-
tion de la vitesse de lixiviation de moins d'un facteur de 5 et, dans le cas
des deux minéraux de césium synthétiques, les vitesses de lixiviation ont
augmenté d'un facteur allant jusqu'à 25.
On a étude les dommages par irradiation dans le sphène à l'état
naturel à l'aide de la diffraction de rayons X (92). 11 semble qu'une dose
totale d'environ 10 1 8 désintégrations alpha par gramme rende le sphène amor-
phe; des régions à nombreux défauts ponctuels coexistent avec les régions
quasi-amorphes. L'emploi d'un faisceau d'électrons de 200—kV à un flux de
10 1 0 électrons'cm"2 n'a eu aucun effet observable sur le sphène naturel.
Donc, l'irradiation semble être causée principalement par la désintégration
alpha.
5.2.2 Déchets â faible et moyen niveaux radioactifs
On a examiné les sources et caractéristiques de déchets liquides
et solides a faible et moyen niveaux radioactifs provenant du recyclage du
combustible et on a identifié les technologies de conditionnement et d'imrao
- 32 -
bilisation (93). On a évalué deux techniques encourageantes d'immobilisa-
tion des résines usées échangeuses d'ions destinées à être évacuées: l'im-
mobilisation directe et l'incinération combinée à l'immobilisation de la
cendre et des gaz d'échappement épurés (94,95). Lorsqu'on a immobilisé
directement les résines échangeuses d'ions, le volume des produits de bitume
a été d'environ 0.75 fois celui de la résine non traitée alors que le volume
du ciment et des produits polyesters était 2 â 3 fois plus grand. Quand on
incinère la résine, il en résulte un volume beaucoup plus petit. Le volume
des produits de bitume et de verre a été respectivement six et dix fois plus
petit que celui de la résine non traitée tandis que le volume du ciment et
des produits polyesters a été environ la moitié Je celui de la résine non
traitée.
On a mis au point un procédé pour simplifier le traitement des
déchets alcalins à moyen niveau provenant de l'Installation d'essai de re-
traitement du combustible de thorium (TFRE). Il consiste à employer la
résine échangeuse d'ions pour dêcontaminer les déchets alcalins en circula-
tion et produire un verre céramique durable à base de sphène (96). On a
rempli des conteneurs en acier inoxydable ou Inconel de mélanges appropriés
de titanate de sodium (pour éliminer les actinides), mordenite (pour élimi-
ner le césium 137), charbon noir d'os 'pour éliminer le ruthénium 106) et
wollastonite (source de calcium et silicium). Après avoir décontaminé les
déchets en circulation, on a chauffé les conteneurs et contenus pour produi-
re le verre céramique. On a déposé une demande de brevet d'invention du
procédé.
5.2.3 Radionuclides gazeux
Les gaz d'échappement qui nous intéressent et proviennent du com-
bustible irradié sont l'iode 129, le krypton 85, le carbone 14 et le tri-
tium. On a examiné la technologie des gaz d'échappement pour les installa-
tions de retraitement du combustible et on l'a comparé â la technologie
employée dans les centrales nucléaires CANDU (97;. On a aussi examiné la
pratique courante et les améliorations possible à apporter à la gestion du
tritium dans les installations nucléaires (98).
- 33 -
On a effectué des études en laboratoire de. l'utilisation de tamis
moléculaires pour éliminer sélectivement le krypton de l'air (99). On cons-
truit actuellement un module d'essai pour évaluer le procédé à une petite
échelle technique.
On s'est servi d'hydroxure de calcium à température ambiante comme
sorbant pour éliminer COj des déchets gazeux en circulation. On a mesuré
les effets de l'humidité du gaz, de la température, du débit, de la concen-
tration du C02 et de la géométrie du récipient de réaction (100, 101).
On a poursuivi les travaux de mise au point d'un procédé photochi-
mique pour éliminer l'iode de l'air (102). Il consiste â l'emploi de la
lumière ultraviolette pour décomposer les iodures organiques; l'iode libéré
est éliminé de l'air par réaction avec l'ozone pour former des oxydes d'iode
solides. La vitesse de réaction iodine-ozone dans l'intervalle de tempéra-
tures de 293 à 373 K est assez grande pour permettre une application â gran-
de échelle.
On se sert des relations de stabilité des sytèraes du type MX —n
MO ,„-H„0 (X = halogène M = métal) pour mettre au point un solide permettant
de confiner l'iode 129 (103). On a obtenu des résultats expérimentaux pour
les systèmes PbI2-Pb0-H20 et BiI3-Bi2O3-H2O. L'assemblage de phases le plus
encourageant pour une forme de déchet d'iode semble être 151203-111^071.
On étudie les relations de stabilité et solubilité pour les soli-
des capables d'immobiliser le carbone 14. On a démontré que le champ de
stabilité pour le plumbonacrite [PbluO(OH)b(C03)fe] était étroit et on a mis
au point des procédés pour préparer 1'hydrocérussite [Pb3(0H)2(C03)2] et le
plumbonacrite (104) à une petite échelle. En outre, une étude parallèle des
carbonates de bismuth a montré qu'il se peut que certains composés du bis-
muth conviennent pour l'immobilisation du carbone 14.
5.3 SCELLEMENT DE L'ENCEINTE D'ÉVACUATION
Les études de scellement de l'enceinte d'évacuation portent sur le
développement du matériau tampon entourant les conteneurs de déchets et
- 34 -
d'autres barrières de protection qui fermeront les ouvertures artificielles
vers la surface, c'est-â-dire le remblai et les bouchons et les coulis pour
le scellement du puits et des sondages (23). On a fait des progrès impor-
tants dans le développement de ces trois éléments (33).
5.3.1 Développement du tampon
Modélisation du transport de masse
On a effectué des études de modélisation à l'aide du code d'ordi-
nateur DOT; elles ont porté sur les effets de la géométrie du conteneur, de
la géométrie du tampon et de la qualité de la roche encaissante des sondages
d'emplacements sur la migration par diffusion des radionuclides provenant de
conteneurs rompus (105-107). Les résultats montrent que, si la paroi du
sondage est fracturée, le flux de radionuclides le plus grand passe horizon-
talement à travers le tampon et ensuite verticalement le long de la roche
encaissante fracturée. En augmentant l'épaisseur radiale du tampon, on
diminue le flux total de radionuclides. Si la paroi du sondage est intacte,
le flux passe surtout verticalement à travers le tampon. Dans ce cas, en
augmentant l'épaisseur du tampon dans le sens vertical au-dessus du conte-
neur, on réduit le flux total de radionuclides. On a effectué une analyse
de la sensibilité de l'effet des variations de paramètres sur la migration
par diffusion des radionuclides â travers le tampon et par diffusion et
convection à travers la roche encaissante (adjacente) (108). Les paramètres
sont la vitesse de l'eau souterraine dans la roche, la porosité réelle di.
tampora, la porosité réelle de la roche, l'épaisseur radiale du tampon, le
diamètre et la longueur du conteneur. Le flux total de radionuclides est
plus grand pour un écoulement horizontal d'eau souterraine que pour un écou-
lement vertical (109).
Dans les études ci-dessus, on suppose qu'il y a rupture instanta-
née de toute la surface du conteneur. Une étude de l'effet d'une rupture
localisée (109,110) indique que, si la roche encaissante est intacte, le
flux total de radionuclides est fonction du point de rupture (le flux aug-
mente à mesure qu'on déplace le point de rupture vers le haut du conteneur).
- 35 -
Dans le cas de la roche fracturee, le flux total n'est pas fonctlon du point
de rupture.
On mesure les coefficients de diffusion effective des divers
radionuclides a travers le tampon (111). Les resultats expSrimentaux obte-
nus pour le strontium 85 dans la bentonite a calcium et pour divers rapports
argile-sable et diverses densit§s apparentes sont tout a fait comparables
aux resultats obtenus analytiquement (112). On a mis au point un modele
pour etudier les coefficients de diffusion des radionuclides dans la bento-
nite et les mglanges de bentonite et sable (113). Le modele montre que les
coefficients de diffusion pourraient etre influences par les volumes rela-
tifs d'eau interstitielle (pores de la roche) et d'eau superficielle (adsor-
bee).
On a compare les flux totaux de radionuclides provenant des conte-
neurs dans le cas du stockage en salle et en sondage et dans le cas de la
roche intacte et fracturee (114). Dans tous les cas de roche qualite encai-
sante, le flux provenant du conteneur est inferieur lorsque ce dernier est
stocke en sondage.
On a mis au point un code d' ordinateur, TIRMS (Transport of JInert
Jiadionuclides from Multiple Point JSources Under Steady-State Conditions)
(Transport des radionuclides inertes a partir de sources ponctuelles multi-
ples dans des conditions permanentes) pour raodeliser la migration des radio-
nuclides des conteneurs stockes en sondages a la salle sus—jacente (rem—
blayee).
Proprietes physiques et mecaniques
Un exaraen complet des argiles phyllosilicatees a utiliser eventu-
ellement comme tampon a perrais de conclure que les bentonites conviennenr <?*;
fait de leur haute capacite de gonflement, faible conductivity hydraulique,
faible porosite reelle et haute capacite de sorption des radionuclides
(115,116). Les conclusions sonc en accord avec les etudes effectuees en
Suede (117). On a compile les proprietSs ph)3;i...;.." .!' mecaniques des argi—
les servant de tampon et de remblai
- 36 -
Une étude de l'influence de la teneur en sable sur les pressions
de gonflement de la bentonite à sodium tassée statiquement (119) montre que
les pressions de gonflement sont fonction d'un paramètre appelé "densité
réelle de l'argile à sec" qui est la densité de la partie d'argile du mélan-
ge lorsqu'elle est séparée du sable.
Une étude complète des propriétés thermiques des mélanges d'argile
et de granite broyés (120) indique que la conductivité thermique est fonc-
tion de la teneur en argile (Figure 2). La conductivité thermique augmente
rapidement lorsque la teneur en 3rgile tombe au-dessous de 30 pour cent et
est plus haute pour le kaolin et le schiste illitique que pour les bento—
nites à sodium et calcium. On a également mesuré la conductivitë thermique
en fonction de la teneur en humidité. Four la bentonite à sodium à 100 pour
cent et un mélange à 50% de bentonite et 50% de sable, la conductivité ther-
mique reste relativement constante à des teneurs en humidité supérieures à
5 pour cent. En général, la conductivité thermique de divers types d'argile
et de mélanges d'argile et sable dépend peu de la température jusqu'à 100°C.
Au-dessus de cette valeur, il y a perte d'humidité par vaporisation lorsque
l'échantillon n'est pas comprimé et la conductivité diminue rapidement.
On a entrepris la modélisation des interactions mécaniques du
conteneur, du tampon et de la roche dans un sondage d'emplacement à l'aide
d'un modèle de déformation linéaire (121). Les résultats préliminaires
montrent qu'ave une relation linéaire contrainte-déformation, la contrainte
transmise au conteneur pourrait être jusqu'à 1.6 fois la pression hydrosta-
tique. Avec une relation non linéaire, la contrainte transmise au conteneur
est inférieure à celle calculée à l'aide de la relation linéaire.
Propriétés chimiques
Une étude des propriétés physiques et chimiques des argiles ser-
vant de tampon et remblai (122) a permis d'obtenir des renseignements sur
les propriétés fondamentales minéralogiques, chimiques et physiques ainsi
que sur le comportement des argiles sous cyclage à l'eau et à sec (118).
- 37 -
4.0
3.0
o-
2.0
IK
o5 1.0
Kaolin + Granite broye
ISchiste illitique + Granite broye
Bentonite a sodium + Granite broye
Bentonite a calcium + Granite broye
J \20 40 60 80
TENEUR EN ARGILE (POUR CENT EN POIDS A SEC)
100
FIGURE 2: Conductivite thermiqu? en fonction de la teneur en argile dansles melanges d1argile et granite broye
- 38 -
On outre, on a effectué la caractérisation chimique et minéralogi-
que des matériaux à retenir et pouvant servir de tampon et remblai (123).
Ces matériaux sont la bentonite à sodium de la Saskatchewan, la bentonite à
calcium du Manitoba, le schiste illitérifère du sud de l'Ontario, l'argile
de lac glaciaire de Winnipeg, le sable quartzeux (quartzite broyé) commer-
cial et le granite broyé de Lac du Bonnet.
Des travaux expérimentaux pour déterminer la stabilité hydrother-
tnique des matériaux â base de bentonite (à pH « 6) indiquent que la trans-
formation de la smectite (élément principal de la bentonite) en illite est
accrue par la présence de K+ et arrêtée par les rapports élevés Na+/K+ et
Ca2+/K+. L'effet inhibiteur de Ca 2 + est plus grand que celui de Na+. À un
pH supérieur â 9, la smectite réagit et forme la zéolite et le feldspath.
De récents examens de la stabilité de la smectite (117,124) laissent suppo-
ser que la smectite sera stable dans les conditions existant en enceinte de
stockage étant donné que les concentrations <+ dans le tampon et l'eau sou-
terraine sont faibles et que les rapports Ca2+/K+ et Na+/K+ sont élevés.
D'autre part, le faible coefficient de diffusion de K+ dans les smectites
limiterait l'accès de ce dernier à partir de la roche-hôte. La transforma-
tion de la smectite en illite se produit très lentement au-dessous de 150°C
même en présence de K+.
5.3.2 Développement du remblai
On a étudié les effets de la granulométrie et des propriétés chi-
miques de l'eau de tassement sur la densité et plasticité du remblai. On a
examine les matériaux suivants: une de lac glaciaire argile riche en illite
et smectite, du granite broyé et de l'eau souterraine granitique. Â des
fins de compariason, on a en outre effectué des essais sur la bentonite à
sodium et l'eau saline. La salinité de l'eau de tassement a eu un effet
insignifiant sur la densité à l'état tassé, l'eau de forte salinité donnant
une densité légèrement plus forte. Les essais ont également démontré qu'une
argile naturelle de lac glaciaire est un matériau de remblayage convenable
présentant tous les avantages des bentonites commerciales plus coûteuses.
Tout gisement d'argile de surface situé à proximité d'une enceinte d'évacua-
tion pourrait donc, convenir comme remblai à la place de la bentonite.
- 39 -
5.3.3 Technique des tampons et remblai
Une grande étude de la technique des tampons et remblai a permis
d'obtenir des renseignements sur les procédures, calendriers de travaux et
coûts (126-130). On a choisi la bentonite à sodium de la Saskatchewan comme
tampon à retenir pour d'autres études. On a choisi une argile de lac gla-
ciaire de Winnipeg comme matériau de remblayage â retenir. Il existe égale-
ment des argiles semblables dans tout l'Ontario.
On a évalué les frais d'acquisition et de transport pour diverses
distances entre le fournisseur et le site d'évacuation en supposant que le
transport est réalisé par train et camion de marchandises. Comme on ne
connaît pas le site d'évacuation définitif, on a effectué une étude des
frais de transport en fonction des diverses distances. On a également éva-
lué les frais de préparation et manutention des matériaux.
On a supposé que la mise en place des conteneurs comporte quatre
phases: le tassement du tampon (soit en sondage soit en salle), le forage
des trous dans le tampon, la mise en place des conteneurs et fermeture des
trous et le remblayage. La plupart des opérations mettant en jeu le remblai
et le tampon peuvent être exécutées à l'aide d'un matériel classique et sans
produire de rayonnement. Il faut cependant se servir d'un matériel protégé
ou commandé à distance pour la mise en place du conteneur et la fermeture
des trous. On a évalué les dépenses en capital, frais d'exploitation et
d'entretien pour les deux configurations de mise en place (en salle et son-
dage), deux formes d'immobilisation des déchets et trois types de conte-
neurs.
Dans une étude par modèles thermiques des tampons et remblai
(131), on a examiné les effets de la charge thermique sur les températures
dans le voisinage immédiat. La charge thermique de référence pour le com-
bustible irradié est de 269 W par conteneur (31). Pour le déchet immobilisé
de recyclage du combustible, on peut augmenter cette charge en augmentant
l'espacement entre les conteneurs. Les résultats montrent qu'il faut aug-
menter l'espacement d'à peu près le même facteur que pour la charge thermi-
- 40 -
que pour demeurer au-dessous de 150°C - c'est-à-dire qu'il semble n'y avoir
aucun avantage économique à augmenter la charge thermique.
5.3.4 Coulis, scellement du puits et rebouchage des sondages
L'étude des coulis à base d'argile est maintenant terminée (132).
On a évalué la bentonite à sodium, la bentonite à calcium, le schiste illi-
tique moulu et le kaolin en fonction de la conductivité hydraulique, l'in-
jectabilité dans les fissures étroites, la résistance à l'érosion sous un
gradient hydraulique et le comportement physique lors du séchage et du re-
mouillage. La bentonite à sodium est un coulis qui convient pour le scelle-
ment des fissures de roche.
On poursuit les travaux d'évaluation des coulis à base de ciment
en se servant de différents ciments et mélanges de ciment et agents thlxo—
tropiques. Les essais comprennent l'injection de laits de ciment dans une
fissure en forme de coin simulant une fracture de roche. Le but est de
calculer le rapport eau-ciment permettant d'obtenir une pénétration maximale
sans ségrégation.
5.4 INSTALLATION D'ESSAIS DU COMBUSTIBLE IMMOBILISÉ
L'Installation d'essais du combustible immobilisé (IFTF) construi-
te récemment à l'ERNW offre un milieu dans lequel on peut effectuer une
grande variété d'essais sur les matières radioactives (133,134). Dans le
programme de l'IFTF, l'accent est sur la caractérisation des formes d'immo-
bilisation des déchets radioactifs et des matériaux proposés pour les bar-
rières conçues, dans des conditions qui pourraient exister dans une enceinte
d1évacuation.
L'IFTF est une annexe de 1300 m2, à un seul étage, de l'installa-
tion à cellules chaudes. L'installation d'essais comprend des conteneurs en
béton pour les essais sur matières à haut niveau radioactif, des cellules
blindées pour les matières à moyen niveau radioactif et une aire de maquet-
tes pour les essais sur matières de faible radioactivité et sans radioacti-
- 41 -
vite. Un Laboratoire alpha, un Laboratoire analytique et un Laboratoire
d'examen de matières de faible radioactivité assurent les fonctions de sou-
tien nécessaires pour les divers essais. Le Laboratoire d'examen de matiè-
res de faible radioactivité et le Laboratoire analytique sont déjà en ser-
vice. On a construit et muni li'instruments sept conteneurs en béton (Figure
3). On prévoit que l'autorisation d'effectuer des essais sur les matières
radioactives avec l'IFTF sera donnée pour le début de 1984.
RECIPIENT SOUSPRESSION .
RECIPIENT DECONFINEMENTSECONDAIRE
PANIER DERETENUE
»- PASSAGES DES»- TUYAUX DE SERVICES
RÉCHAUFFEUR
FIGURE 3: Conteneur typique en béton de l'IFTF avec récipicient sous pres-sion pour essais sur éléments multiples
- 42 -
6. RECHERCHES GËOSCIENTIFIQUES
L'objectif du programme de recherches géoscientifiques est d'éta-
blir les aspects géotechniques de l'évaluation de l'environnement et de la
sûreté et de mettre au point des méthodes de sélection rigoureuses et d'éva-
luation du site. Dans le programme, l'accent est sur l'évaluation des gran-
des masses de roches plutoniques du bouclier canadien comme hôtes possibles
pour les déchets de combustible nucléaire immobilisés (28,135). La roche
plutonique est une roche ignée formée à une certaine profondeur par la cris-
tallisation magmatique ou l'altération chimique; elle abonde dans la partie
du bouclier canadien se trouvant en Ontario.
Le but des recherches actuelles n'est pas d'évaluer des sites
particuliers mais de contribuer à l'évaluation générique du concept d'éva-
cuation à grande profondeur dans la roche plutonique stable (136). Les
recherches comportent la quantification des propriétés mécaniques, physiques
et chimiques in situ de la. roche plutonique, les caractéristiques physiques
et chimiques de l'eau souterraine, la nature des interactions de l'eau sou-
terrsine et de la roche, et de la roche et des radionuclides ainsi que les
contraintes thermiques et mécaniques qui seraient produites dans la roche
environnante par les déchets.
6.1 RECHERCHES SUR LE TERRAIN
On effectue des recherches géoscientifiques sur le terrain pour
éprouver des techniques d'exploration nouvelles et existantes servant â
évaluer les masses de roche et pour fournir les données de terrain nécessai-
res â l'établissement des critères de sélection des sites.
On effectue des forages d'exploration à grande profondeur et des
cartographies détaillées de surface dans des zones de recherche désignées
situées dans le bouclier canadien (Figure 4). Les zones de recherche de
Chalk River (RA 2), Whiteshell (RA 3) et d'Atikokan (RA 4) contiennent de la
roche granitique tandis que celles d'East Bull Lake (RA 7) et d'Overflow Bay
- 43 -
JfW&fex;::: RECHERCHE ?
ZONE DE ~^fe&:::: JRECHERCHE DE /o«i ''*ög«i.«p«.«M;Ä-:ii«UHITESHELL / """C'S ^ï+ïiiyXï--
3^ ZONE DERECHERCHED'OVERFLOWBAY (RA 8)
BOUCHERPRPXAMBRIFN
m?.
MiWR'W':':':':Wä'i°^ ' "E ISm RECHERCHE - M ^CHERCHE m m ,••••:•••:• , T B U L I _ , . , ^ : : ; : n E CHALK :•:•:•:•:•:•:•:•:
(RA 75 -mi "VER (RA
~l 1 1 1-
FIGURE 4: Zones de recherche dans le bouclier canadien
(RA 8) contiennent du gabbro. Aucunes recherches n'ont eu lieu à Overflow
Bay en 1983.
6.1.1 Zone de recherche d'Atikokan
On a choisi la zone de recherche située à proximité d'Atikokan
(RA 4) comme lieu d'une Étude régionale du système d'écoulement à effectuer
au cours des huit prochaines années. Cette étude a été suggérée dans le
document décrivant le programme hydrogéologique (27) et soutenue par le
Comité d'examen hydrogéologique (137) et le Comité technique consultatif
(19).
Le but de l'Ëtude du système d'écoulement est d'apporter une meil-
leure compréhension des systèmes d'écoulement d'eau souterraine du bouclier
canadien. On identifiera les facteurs qui régissent l'étendue du système
d'écoulement et déterminera les régimes d'écoulement d'eau souterraine et
les propriétés chimiques associées. La Zone d'étude est d'environ
20 km x 20 km et comprend le pluton granitique de Eye-Dashwa Lakes et une
grande partie de la roche environnante.
On a commencé la cartographie géologique de la zone au cours de
l'année. On a cartographier les caractères lithologiques et structuraux du
pluton de Eye-Dashwa Lakes et de la roche environnante afin de placer le
pluton dans un contexte régional. On a cartographie les gisements superfi-
ciels et étudié l'interaction de la nappe superficielle peu profonde et des
systèmes d'écoulement plus profonds.
L'analyse des données géologiques et géophysiques existantes rela-
tives au pluton de Eye—Dashwa Lakes a permis d'identifier une région dans
les massifs limitée par des régions contenant d'importantes discontinuités
structurales. La roche exposée de la région des massifs présente moins de
fractures que les régions environnantes et le degré d'interconnexion des
fractures est plus faible que dans les régions environnantes (138).
NORD
ROCHE DEFOND S -'"
tin 11V.fl £
FIGURE 5: Leves au sonar au-dessus de Dashwa Lake
- 46 -
Jn a effectué des levés au sonar au—dessus de six lacs pour déter-
miner la profondeur de l'eau et fournir des renseignements sur les sédiments
entre la roche de fond et le fond du lac. La figure 5 donne les résultats
obtenus à partir d'un profil relevé au-dessus cîe liashwa Lake. Il y a une
auge remplie de sédiments au milieu Ju profil. La profondeur du lac est
d'environ 19 m et, jusqu'à la roche de fond, elle est d'environ 37 m. Les
3,5 premiers mètres de sédiments sont non réfléchissants et sont probable-
ment des sédiments organiques modernes (gyttja). Le reste des sédiments
est probablement de l'argile glacio-lacustre.
On a effectué une étude régionale de l'eau superficielle S l'aide
des données provenant des stations de l'Atlas hydrologique du Canada et de
la Division des relevés hydrolcgiquas du Canada. On a installé des réseaux
de surveillance hydrométrique et météorologique dans la région. On a effec-
tué des examens de la chimie de l'eau superficielle pour localiser les ano-
malies pouvant indiquer les zones locales de recharge et décharge et pour
permettre de déterminer la relation entre l'hydrologie de surface et les
systèmes d'écoulement peu profonds d'eau souterraine. La conductivité élec-
trique des rui.sseaux et lacs était d'environ 30 ^iS'cm"1 mais on a constaté
une conductivité plus élevée dans les zones de recharge et décharge apparen-
tes jusqu'à 300 nS'cm"1.
On a mesuré les gradients hydrauliques des zones à basses et hau-
tes terres pour identifier les zones de recharge et décharge. Les résultats
laissent supposer que la décharge de l'eau souterraine se produit dans le
voisinage des lacs de basses terres drainées et du chenal d'Eye River alors
que les zones granulaires au—dessous des marécages de zones â hautes terres
à léger drainage ou sans drainage de surface semblent être des Zones de
recharge.
On a installé un réseau de piezomètres peu profond pour déterminer
la nappe superficielle à l'emplacement du forage de Forsberg Lake. De l'eiu
souterraine peu profonde semble s'écouler en direction de Forsberg Lake et
dans la zone faillée reliant Forsberg Lake et Coulson Lake.
- 47 -
Des essais effectués à grande profondeur dans des sondages ont
permis d'obtenir d'autre échantillons d'eau souterraine des sondages les
plus profonds, ATK-1 et ATK-5 à l'emplacement de Forsberg Lake (139). On a
installé une série de packers dans tous les sondages profonds (Figure 6)
pour vérifier 1'interconnectivité de l'importante zone faillëe à grand angle
coupée par les sondages AÏK-2, -3, -4 et -5 et 1'interconnectivité d'une
zone fracturée interpolée à petit angle coupée par les sondages ATK-1 et
ATK-5. ATK-4 a réagi au pompage effectué dans ATK-5, le retard étant d'en-
viron deux jours. Les résultats préliminaires indiquent que la faille reli-
ant ATK-4 et ATK-5 a une conductivité hydraulique moyenne de 10~8 m's"1.
Il semble qu'il existe trois systèmes d'eau souterraine à l'empla-
cement de Forsberg Lake:
— un système peu profond (local) s'éLendant jusqu'à une profondeur
d'environ 300 m et à forte densité de fractures; la pression hy-
draulique indique qu'il y a un écoulement d'eau souterraine vers
Forsberg Lake et dans la faille reliant Forsberg Lake et Coulson
Lake; la conductivité hydraulique des zones fracturées est élevée
(à peu près 10~8 m's"1) et l'eau souterraine est douce;
- un système intermédiaire à fractures discrètes à des profondeurs
de 300 à 700 m; la conductivité hydraulique est faible, la pres-
sion hydraulique assez constante et les concentrations de liquides
dissouts dans l'eau souterraine plus fortes que celles dans le
système peu profond;
un système profond au—dessous de 700 m à pression hydraulique
diminuant vers le haut; il indique la possibilité d'une zone de
décharge régionale; la conductivité hydraulique est très faible et
l'eau souterraine est du type Ca-Na-Ci.
l.:\ faible conductivité hydraulique à grande profondeur pourrait
refléter le fait que les sondages au-dessous de 500 m sont bouchés. La pré-
cipitation chimique est le mécanisme de bouchage le plus probable du fait
oo
Niveau dela mer
Sondage avec packer d1injection$ de production
0 Sondage avec simple packer
•"^/ Zone de fractures subvert icale
;\ V Zone de fractures subhorizontale
FIGURE 6: Schema des emplacements de packers et fractures pour les essaisde verification de 1'interconnectivite dans la zone de recherched'Atikokan
- 49 -
y.ie les conditions de formation du gypse existent. Les sondages bouchés des
Mines de Sudbury, où la chimie de l'eau souterraine et semblable à celle
constatée à grande profondeur à Atikokan, sont la preuve oculaire de la ré-
cente formation du gypse.
6.1.2 Zone de recherche d'East Bull Lake
On a effectué des levés géophysiques terrestres minutieux dans la
Zone de recherche d'East Bull Lake (RA 7) en 1982 et 1983 sur un quadrillage
de la zone centrale à plate-forme du pluton gabbro-anorthosite (140). Les
mesures de la densité de la roche et de la susceptibilité magnétique (141)
ont fourni le soutien des interprétations provenant des levés gravimétriques
et géophysiques.
Les résultats préliminaires montrent les bonnes aptitudes à la
prédiction des levés géophysiques aériens et terrestres. Les valeurs de
l'épaisseur du pluton d'après les données gravimétriques (140) et aéromagné-
tiques (142) s'échelonnaient de 400 à 800 m. Les levés magnëtotelluriques
(143) ont laissé supposer la présence d'une couche très conductrice à une
profondeur de 50 à 100 m à la marge du pluton dont l'épaisseur irait jusqu'à
environ 800 m au-dessous de la zone centrale à plate-forme. On a interprété
cette couche comme étant soit une importante limite lithologique soit une
zone fracturée saturée de fluide. Le forage ultérieur a indiqué que la
couche de gabbro—anorthosite est d'environ 770 m d'épaisseur.
Il y a une bonne corrélation entre les conducteurs déterminés par
les levés à très basse fréquence et électromagnétiques (VLF-EM) (140) (Fi-
gure 7) et les grandes failles (144-146). Il y a une corrélation directe
entre trois importants conducteurs et la faille de Foison Lake et deux de
ses parties s'élargissant vers le sud. L'autre grande faille tendant à
s'étendre vers le nord-ouest à partir de l'extrémité nord de Moon Lake sem-
ble être la source d'une anomalie coïncidente. Des anomalies parallèles de
chaque côté de la faille pourraient indiquer qu'il y a des failles paral-
lèles.
- 50 -
CONDUCTEURS DETERMINES PAR LESLEVES A TRES BASSE FREEOUFNCE FTELECTROMAGNETIQUES (TBF-EM)
GABBRO D'EAET BULL LAKE400 m
FAILLECONDUCTEURSONDAGE
FIGURE 7: Failles principales et conducteurs determines par les leves atres basse frequence et electroraagnetiques (VLF-EM) dans la zonede recherche d'East Bull Lake
Une analyse préliminaire de tous les résultats de levés sur le
terrain et au gradiomêtre magnétique (140) a montré qu'il y a plusieurs
zones de caractère magnétique distinctif apparentées aux variations connues
du gabbro. Certaines des anomalies magnétiques correspondent directement
aux filons rocheux cartographies ou à leurs prolongements alors que d'autres
pourraient indiquer des filons rocheux non cartographies couverts de morts-
terrains. De nombreux filons rocheux de la zone ont une susceptibilité
magnétique insignifiante contrairement au gabbro environnant; leur réaction
magnétique est donc insignifiante. Une anomalie magnétique apparentée â la
faille de Foison Lake pourrait être associée en partie à la présence de
filons rocheux dont l'intrusion dans la zone faillée est connue.
6.1.3 Zone de recherche de Chalk River
Au cours de l'année dernière, les recherches sur le terrain dans
la zone de recherche de Chalk River (RA 2) ont porté sur les études de la
migration des radionuclides et de l'écoulement de l'eau souterraine dans la
roche plutonique fracturée. On a tenu un atelier de travaux pour examiner
les études géophysiques et connexes effectuées jusqu'ici.
On a perfectionné les méthodes d'essais aux traceurs radioactifs
au cours de l'année (33,147). Les activités de 1983 comportaient les essais
sur le terrain aux traceurs radioactifs ainsi qu'une étude en laboratoire de
la migration du strontium 85 dans les échantillons carottés de roche fractu-
rée. Le but des essais était de perfectionner les méthodes d'essai aux tra-
ceurs radioactifs et de répéter, dans différentes conditions, les essais aux
traceurs effectués en 1982. On a choisi pour les essais une fracture hori-
zontale coupant les sondages CR-6 et Ck-11 à une profondeur de 100 mm. On a
éprouvé la fracture à l'aide d'un traceur non réactif (bromine 82) et de la
combinaison d'un traceur non réactif (bromine 82) et d'un traceur réactif
(strontium 85) en deux opérations à part dans lesquelles on a introduit le
traceur dans la fracture par impulsions. On a injecté l'eau souterraine
dans un sondage ec on l'a pompé de l'autre sondage sans la faire recirculëe.
Les formes des courbes de percées du bromine 82 dans le sondage
laissent supposer que le système hydrogéologique se comporte comme une
- 52 -
simple fracture. On a récupéré, dans le sondage CR-11, plus de 90% du tra-
ceur Injecté dans le sondage CR-6: ce fait soutien 1'hypothèse de la simple
fracture. On a obtenu une autre preuve d'une simple fracture par la diagra-
phie gamma de sondages d'injection et de retrait, la diagraphie des frac-
tures au téléviseur acoustique et les essais d'injection aux packers à deux
éléments. Bien qu'on n'ait pas obtenu une courbe de percée complète du
strontium 85, l'analyse préliminaire de la percée initiale du strontium 85
indique un facteur de ralentissement supérieur à la valeur 57 déterminée en
1982 pour une même fracture sur une distance radiale de 10 m. L'augmenta-
tion pourrait être due aux variations des méthodes d'essai (différentes
conditions d'écoulement et d'injection de traceurs) ou à des variations
géochimiques fondamentales de la fracture.
L'objet des études d'écoulement d'eau souterraine est de définir
1'hydrogéologie physique et chimique d'une masse fracturée de roche plutoni-
que (200 m x 150 m x 75 m de profondeur) et d'évaluer les divers moyens
d'étude pour définir les régimes d'écoulement d'eau souterraine dans les
milieux fracturés.
Les études sur le terrain se sont poursuivies sur une série de 14
sondages peu profonds comportant au total 75 intervalles d'essai isolés par
packers (33). On a surveillé la pression hydraulique, effectué des essais
hydrauliques et prélevé des échantillons d'eau souterraine dans chaque in-
tervalle d'essai. Les quatre zones de fractures principales interconnectées
sont représentées schématiquement â la Figure 8.
ZONE DR FRACTURES 4
FS-5 | FS-4 FS-3
N
\ FRACTURES 2
FILON HE niABASE ZONE DEFRACTURES 3 ZONE DE FRACTURES 1
METRES 50I
FIGURE 8: Zones de fractures principales de la zone de recherche de ChalkRiver
- 53 -
On a évalué les propriétés de stockage des zones de fractures dis-
crètes interconnectées et la masse rocheuse apparente à partir d'essais
in situ d'écoulement et de déformation par les fractures tandis qu'on a
évalué la conductivité hydraulique à partir des essais aux traceurs sur des
sondages multiples. On a fait trois autres sondages peu profonds : FS—15,
FS-16 et FS-17. On a muni les sondages FS-15 et FS-16 d'extensomètres pour
les essais de déformation par fractures et le sondage FS-17 d'un tubage à
packers multiples pour les essais aux traceurs. Les mesures de contraintes
in situ dans le sondage FS-15 montrent que l'orientation des contraintes
près de la surface est probablement associée à un champ de contraintes très
ancien (reste) alors que les contraintes mesurées à grande profondeur sem-
blent être associées au champ de contraintes régional actuel.
Lors des essais d'écoulement et de déformation par les fractures,
les zones de fractures 1 et 3 ont été soumises â des contraintes hydrauli-
ques en pompant l'eau souterraine d'un sondage existant, FS-1O, et abaissant
ainsi la pression hydraulique dans ce sondage et les sondages FS-15 et
FS-16. On a enregistré une déformation d'environ S )iin à travers une simple
fracture dans FS-1O: ce qui indique une résistance à la déformation de la
fracture de 10~2 MPa par |im. Cette résistance à la déformation correspond â
une capacité d'extraction de la fracture de 10~6 (la capacité d'extraction
est le volume d'eau extraite par unité de surface par unité de variation de
pression d'eau). Cette valeur est dans l'ordre de grandeur de celui obtenu
par des essais hydrauliques antérieurs. La déformation de la masse rocheuse
du sondage FS-16 lors du pompage était variable. La déformation dans l'in-
tervalle supérieur était de 80 (im tandis que la déformation était négligea-
ble dans l'intervalle le plus bas. La déformation dans les deux Intervalles
intermédiaires était respectivement de 10 um et 50 um. La variation de
déformation observée entre 10 et 80 Um permet d'en inférer les modules de
masse rocheuse variant entre 10 et 100 GPa et des capacités d'extraction
d'eau de la fracture s'échelonnant entre 10~6 et 10-&.
On s'est servi du bromine 82 radioactif et du Rhodaraine WT non
radioactif comme traceurs pour vérifier les interconnexions des zones de
fractures 1, 2, 3 et 4. Dans certains essais, on n'a pas observé de percée
- 54 -
de traceur dans le temps prédit par un modèle de simple fracture et les
essais hydrauliques. La différence pourrait être due à plusieurs facteurs
dont un régime d'écoulement non radial, une importante porosité entre les
sondages et une voie d'écoulement tortueuse.
On a utilisé un modèle d'écoulement en milieu poreux anisotropi-
que, STEADY, mis au point récemment, pour simuler l'écoulement d'eau souter-
raine. On a comparé la distribution de pression hydraulique permanente
déterminée par le modèle d'écoulement aux mesures effectuées sur le terrain,
dans deux sondages. On a obtenu un meilleur accord entre le modèle et les
mesures effectuées sur le terrain en réduisant la conductivity hydraulique â
proximité de la zone de fractures 1: ce qui laisse supposer que la conduc—
tivité hydraulique évaluée d'après les essais d'injection aux packers à deux
éléments et le modèle d'orifice de la fracture par rapport à l'orientation
pourrait être trop élevée.
Les flux d'infiltration évalués par modèle ont varié entre
10~9 m's"1 et 2 x ÎO"11 m*s-l. Les données de concentration de tritium
obtenues à partir des études sur le terrain ont été en accord avec le sys-
tème d'écoulement vertical supposé dans le modèle: ce qui suggère qu'on
pourrait déterminer la porosité effective de la roche fracturée près de la
surface par l'analyse des concentrations et de l'infiltration de tritium.
6.1.4 Études générales sur le terrain
Les études effectuées dans les zones de recherche particulières
sont complétées d'études générales de reconnaissance sur le terrain; ces
dernières ont lieu dans de nombreux endroits du bouclier canadien situés en
Ontario; elles ne nécessitent pas le forage à grande profondeur. De nou-
velles stations sismiques à Geraldton, Sioux Lookout et Kapuskasing en
Ontario sont entrées en service au cours de l'année dernière. Ces trois
stations ainsi que celle des ERNW ont été installées dans le cadre du Pro-
gramme de gestion des déchets de combustible nucléaire; elles enregistrent
la sismicité régionale du bouclier.
- 55 -
Une étude des arrangements sêdimentologique, stratigraphique et
structural des sédiments Phanêrozolques entourant le bouclier canadien (148)
a montré la présence de voûtes structurales étendues à travers le bouclier.
Ces voûtes ont subi un soulèvement périodique lors de l'ère Phanérozolque et
les roches les longeant sont susceptibles d'être plus fracturées que celles
d'autres endroits du bouclier. En outre, les voûtes peuvent influer sur la
localisation des événements sismiques.
La découverte d'eaux souterraines très salines à grande profondeur
dans les fractures de plutons non associés â la minéralisation des minerais
métalliques a changé" les idées antérieures qu'on avait de la nature de l'é-
coulement de l'eau souterraine à grande profondeur dans le bouclier cana-
dien. On ne comprend pas tout à fait d'où proviennent ces eaux; on en a
attribue l'origine soit à l'eau de mer fossile soit à l'interaction intense
roche-eau soit aux morts-terrains Paléozolques (149). L'échantillonnage de
l'eau souterraine régionale indique que les eaux souterraines salines exis-
tent à grande profondeur dans tout le bouclier; on a lancé un projet visant
à l'étude de leur origine. On continue les essais chimiques sur l'eau sou-
terraine et on mesure l'Eh et le pH des éléments de l'écoulement dans les
mines du bouclier.
6.2 LABORATOIRE DE RECHERCHE SOUTERRAIN
La zone de recherche de Whiteshell (RA 3) se trouve sur le batho-
lithe de Lac du bonnet, un grand massif granitique du sud-est du Manitoba-
C'est dans cette zone de recherche que se trouve le site du Laboratoire de
recherche souterrain (LRS) en cours de construction au-dessous de la nappe
phréatique d'une partie antérieurement non perturbée du batholithe. Le
projet de LRS est en cours depuis 1979 (150,151), années où ont commencé de.
études sur le terrain permettant d'identifier une zone d'études convenable
et un emplacement pour le laboratoire. En 1980, vingt et un permis de re-
cherche de surface et miniers ont été accordés pour un terrain de la Cou-
ronne de 3.8 km^ appartenant au gouvernement du Manitoba; ce terrain est à
12 km à l'est de la ville de Lac du Bonnet au Manitoba et à 15 km au nord-
est de l'Établissement de recherches nucléaires de Whiteshell (ERNW) (Fi-
gure 9).
- 56 -
Loc du Bonnet
•/imrrrr//,TERRAIN LOUK,POUR LE LRS ,
FIGURE 9: Situation du Laboratoire de recherche souterrain dans la region
- 57 -
Le projet de LRS est destiné à étudier:
la corrélation entre les caractéristiques de la surface et subsur-
face;
- les systèmes hydrogéologique et gêochimique de la roche plutoni-
que;
les dommages causés par les travaux d'excavation dans la roche;
- l'effet de la chaleur sur la roche plutonique dont l'effet sur le
transport de masse; et
- l'effet de la chaleur sur les interactions du tampon, du remblai
et de la roche.
6.2.1 Évaluation du site
L'évaluation du site du LRS comporte des études géologiques, géo-
physiques et hydrogéologiques du terrain de la Couronne loué (152,153). Le
but initial de l'évaluation était de choisir un emplacement pour le puits et
de fournir des renseignements permettant d'élaborer le plan des installa-
tions souterraines. Les activités ont porté, récemment, sur la définition
en détail des conditions hydrogêologiques du terrain loué, en particulier
dans le voisinage immédiat du puits et de l'excavation souterraine. On a
établi un réseau de sondages munis d'instruments (Figure 10) pour fournir
des données de base sur les conditions hydrogéologiques avant construction
et mesurer les changements dus à l'excavation (153). On comparera les pré-
dictions par modèles mathématiques aux perturbations du système d'eau sou-
terraine mesurées pendant et après l'excavation.
On a foré, au début de 1983, quatre sondages profonds, URL-8, -9,
-10, -11, pour définir les conditions géologiques et hydrogéologiques exis-
tant dans le voisinage de l'emplacement du puits du LRS. Les sondages sont
inclinés â des angles peu profonds pour pouvoir échantillonner le milieu â
tendance à la fracture verticale des 150 m supérieurs de la roche. On a
foré deux des sondages (URL-8 et URL-10) â une profondeur suffisante pour
pouvoir fournir des renseignements complémentaires sur une zone de fractures
subhorizontale principale située un peu au-dessous du niveau d'essais prévu.
- 53 -
- 59 -
On a effectué des levés géophysiques dont des enregistrements en
trous au radar, une analyse complète de formes d'ondes acoustiques, des
enregistrements de profils de microtempératures, des levés sismiques de trou
à trou et des mesures d'ondes tubulaires dans les sondages pour caractériser
les fractures (154,155).
On a identifié trois zones de fractures subhorizontales princi-
pales (Figure 11). La corrélation des trois zones de fractures entre les
sondages est basée sur les diagraphies de fractures dans les sondages, les
levés de fractures en trous, la preuve de communication hydraulique, le
pompage à grande échelle de l'eau souterraine, la distribution de la pres-
sion hydraulique et les configurations chimiques de l'eau souterraine.
300
200
100
0
-IO0J-
-200
-300
-400
-500
URL-3M-14 URL-5 U R L - 6 U R L - 1 C'
ZONE DEFRACTURES 2
ZONE DE*-FRACTURES 3
tibys/y. •
»EXCAVATION DU LRS.
ZONE neFRACTURES 1
ZONE DE
FRACTURES 2
COUPE NON EXAGEREE DANS LE SENS VERTICAL
300
200
100 'â
0 *
•100
200 g
-300 ^
-400
-500
FI.GURE 11: Coupe verticale du terrain loué pour le LRS.est représenté à la Figure 10
Le point de coupe
La zone de fractures 1 qui apparaît à une profondeur au-dessous de
350 m se distingue par une haute perméabilité, une pression hydraulique
relativement faible üt une eau souterraine à salinité élevée (teneur en
chlorure allant jusqu'à 5800 mg'L" 1). La pression hydraulique existant dans
cette zone est la plus basse qui ait été mesurée au site et il semble qu'il
y ait peu de communication hydraulique, si même il y en a, entre les zones
de fractures 1 et 2.
- 60 -
La zone de fractures 2 est une région étendue, très fracturée, d'à
peu près 10 m d'épaisseur. Elle joue un rôle dominant dans l'écoulement de
l'eau souterraine dans la majeure partie du terrain loué pour le LRS. Elle
plonge du nord-ouest au sud-est et présente un certain nombre d'irrégulari-
tés. Plus particulièrement, elle semble bomber vers le haut dans la partie
centre-nord du site du LRS.
Des essais ae réaction hydraulique à grande échelle effectués au
cours de 1982 et 1983 ont confirmé des variations spatiales de perméabilité
de la zone de fractures 2. Plusieurs voies distinctes à perméabilité très
élevée permettent la transmission des réactions hydrauliques sur de grandes
distances dans la zone de fractures. La pression hydraulique indique que la
recharge de l'eau souterraine se produit près des sondages B-42 et E-43,
probablement par les parties moins profondes de la roche. La décharge de
l'eau souterraine se produit au nord et nord-ouest du site du LRS, à l'en-
droit où la zone monte vers la surface. L'écoulement de l'eau souterraine
est généralement du sud au nord et nord-ouest, la perturbation étant provo-
quée par la voie à perméabilité élevée, a l'endroit ou l'eau souterraine
descend vers l'est le long de la plongée de la zone.
La chimie de l'eau souterraine de la zone de fractures 2 est vari-
able, peut-être en raison du mélange des différentes eaux souterraines de la
zone. La concentration du chlorure augmente dans le sens de l'écoulement de
l'eau souterraine et la profondeur augmente dans la voie â haute perméabili-
té suivant la direction ouest-est dans la zone de fractures. La concentra-
tion de chlorure varie entre 100 et 2700 mg'L"1.
La zone de fractures 3 est la seule zone de fractures principale
qui sera traversée par le puits du LRS. Donc, les abaissements de niveau
d'eau souterraine se produisant dans le terrain loué pour le LRS pendant et
après la construction seront très influencés par les caractéristiques hydro-
géologiques de la zone de fractures 3. Cette zone a une épaisseur de 5 à
20 m et son orientation est relativement plane. Elle plonge à un angle de
15 à 20° dans la direction sud-sud-est et fait saillie pour venir affleurer
au-dessous des morts-terrains de recouvrement du voisinage des sondages
- 61 -
B-41, B-43 et B-44. Un essai de pompage laisse supposer que la perméabilité
est la plus forte dans la direction de raccourcissement des failles et la
moindre dans la direction d'allongement de celles-ci.
On a installé des tubages de contrôle modulaires à plusieurs ni-
veaux dans la plupart des sondages de la série LRS pour isoler les interval-
les à des fins de contrôle hydrogéologique à long terme. On a conçu des
systèmes de packers/piézomêtres multiples pour effectuer un contrôle dans
les sondages de la série M. Le système d'acquisition des données pour l'en-
registrement des niveaux d'eau souterraine dans les sondages comprend des
transducteurs de pression, des analyseurs de données à distance, une liaison
par fils pour communication et un enregistreur central des données. On
enregistrera continuellement les niveaux d'eau souterraine dans environ
soixante—quinze postes de contrôle d'eau souterraine. Les renseignements
obtenus seront complétés de mesures manuelles périodiques des conditions
existant dans l'eau souterraine dans tout le réseau de contrôle. Plusieurs
groupes de modélisation indépendants Incorporent actuellement les données
expérimentales à des modèles pour prédire les systèmes d'écoulement d'eau
souterraine et leur réaction aux travaux d'excavation du LRS.
6.2.2 Modèles hydrogéologiques
Plusieurs équipes de modélisation mettent actuellement au point
des modèles hydrogêologiques régionaux et locaux. On comparera les méthodes
dont l'interprétation des données et la conceptualisation des systèmes d'é-
coulement. En se servant des conditions svant excavation du puits comme
conditions initiales, chaque équipe fera des prédictions de réactions hydro-
géologiques transitoires pendant et après la construction du puits. La
capacité de prédiction de chaque modèle hydrogéologique sera ensuite évaluée
par comparaison aux données mesurées.
On a commencé la modélisation du LRS à la fin de 1980; elle com-
porte trois phases. La phase I a commencé en 1981 et quatre équipes y par-
ticipent: L'EACL, Camp Dresser and McKee Inc., INTEPA Envlrontal Consult-
ants et Ontario Hydro. On a fourni à chaque équipe des données préliminai-
- 62 -
res acquises sur le terrain provenant des sondages URL-1, -2, -3, -4 et -5
et d'un réseau de piézomètres de morts—terrains ainsi que des détails de la
géologie et météorologie du terrain. Lors de la phase II, les trois parti-
cipants, l'EACL, INTERA et Ontario Hydro ont reçu des données hydrogéologi-
ques, météorologiques et géologiques supplémentaires acquises au cours de
1981 et 1982. Lors de la phase III, les quatre participants, L'EACL,
INTERA, Ontario Hydro et la société suédoise KBS, ont reçu des données hy-
drogéologiques, géologiques et météorologiques supplémentaires acquises sur
le terrain. Cette phase, qui a commencé en octobre 1983, fournira des pré-
dictions définitives avant le début de l'excavation du puits du LRS.
La stratégie de modélisation hydrogéologique est de diviser les
modèles en échelles régionale et locale (voisinage immédiat). L'échelle
régionale couvre des dizaines de kilomètres tandis que l'échelle locale ne
couvre que quelques kilomètres.
Les données hydrogëologiques régionales sont très limitées. Les
nappes d'eau de surface telles que Dead Creek, Lee River et Pinawa Channel
doivent avoir une certaine influence sur les systèmes d'écoulement d'eau
souterraine peu profonds (jusqu'à environ 300 m au-dessous de la surface).
À des profondeurs plus grandes, les champs d'écoulement sont probablement
régis par des caractéristiques plus éloignées telles que la Rivière Winni-
peg, le Lac du Bonnet et la Bird River (Figure 9) qui donnent toutes des
pressions hydrauliques limites constantes. On a évalué les conditions aux
limites à grande profondeur à partir des nappes d'eau superficielles et des
distributions de conductivité hydraulique en fonction de la profondeur
(156,157). On a évalué les données de vitesse d'infiltration/recharge à
partir des données de nappe phréatique ou de relief topographique et de
distributions de conductivité hydraulique près de la surface du sol.
Les modèles régionaux décrivent le système d'écoulement régional
et son effet sur le système d'écoulement local. Pendant la phase II, seule
l'équipe de l'EACL a entrepris les études par modèles régionaux. On a uti-
lisé un réseau à éléments finis à trois dimensions d'à peu près 1.6 km de
profondeur et divisé en couches. On s'est servi du code d'ordinateur MOTIF
- 63 -
(Model j)f Transport n fractured/porous Media) (Modèle de transport dans les
milieux fracturés/poreux) pour modéliser l'écoulement non saturé/saturé et
la migration dans les milieux fracturés/poreux. On a résolu l'équation
d'écoulement par la méthode des éléments finis. On a réglS les vitesses
d'infiltration jusqu'à ce que les niveaux d'eaux calculés îorrespondent aux
données observées sur le terrain loué pour le LRS. On a effectué plusieurs
analyses de sensibilité pour évaluer l'importance des diverses conditions
aux limites, l'étendue horizontale de la zone modélisée, l'importance des
régimes d'écoulement imposés (saturé ou unifié, saturé-non saturé), l'impor-
tance de Dead Creek et la mesure dans laquelle le milieu hydrogéologique
pourrait être influencé par la construction du LRS.
Les résultats des travaux par modèles régionaux indiquent que
l'étendue horizontale de la zone modélisée est satisfaisante. Les systèmes
d'écoulement d'eau souterraine près du terrain loué pour le LRS ne sont pas
sensibles aux conditions aux limites verticales et les perturbations des
conditions aux limitas ne provoquent aucunes variations perceptibles dans un
rayon de 10 km du puits du LRS. À l'échelle régionale, les régimes d'écou-
lement saturé et saturé-non saturé ont donné des résultats identiques pour
les sytèmes d'écoulement existants. L'importance et le degré d'abaissement
de niveau causé par la construction du puits du LRS étaient plus grands dans
le cas du régime saturé mais étaient encore satisfaisants pour les études
par modèles régionaux. Il faudra cependant se servir du régime saturé-non
saturé plus précis pour les modèles locaux. Après avoir inclus dans le
modèle la construction du puits du LRS, on a constaté que la distance radia-
le maximale â partir du puits où on a pu détecter l'abaissement de niveau â
l'état stationnaire était d'à peu près 5 km. Si les vitesses d'infiltration
restent stationnaires, les sytèmes d'écoulement devraient parvenir à l'état
stationnaire après 30 ans.
Trois équipes de modélisation, l'EACL, Ontario Hydro et INTERA,
ont participé aux études par modèles locaux de systèmes d'écoulement. Le
modèle de l'EACL est représenté par un mileu équivalent poreux s'étendant à
une profondeur de 500 m et trois zones de fractures subhorizontales princi-
pales représentées p-.r des éléments plans. On a évalué les conditions aux
- 64 -
limites d'après des données acquises sur le terrain et le modèle d'écoule-
ment régional. Les premiers résultats obtenus avec le modèle sont tout à
fait comparables aux distributions de pression hydraulique observées (158).
Le modèle employé par INTERA (code d'ordinateur SWIFT) (159) diffère du
modèle antérieur (160) du point de vue de l'étendue de surface et de la
profondeur. On l'a étalonné en réglant les paramètres jusquà ce qu'on ob-
tienne un bon accord entre celui—ci et les données observées. On a évalué
la vitesse d'écoulement maximale dans le puits à 0.375 L's"1. Le modèle
adopté par l'Ontario Hydro est â deux dimensions; il a servi à effectuer des
analyses de sensibilité des conditions aux limites.
6.2.3 Conception des installations du LRS
Après avoir choisi l'emplacement du puits du LRS en 1982, on a
conçu les installations de surface et souterraines (Figure 12). Les instal-
lations de surface assureront les services nécessaires pour maintenir l'ex-
ploitation souterraine et faciliter l'établissement et l'exécution des
essais. Elles comprennent un bâtiment abritant un bureau et le service des
relations publiques, un laboratoire, un bâtiment d'entretien, un ensemble
chevalement-treuil et un bâtiment de stockage des carottes.
Les installations souterraines comprennent un puits d'accès rec-
tangulaire de 255 m de profondeur, un montage de ventilation et une aire
d'essais. Il y aurr. deux postes d'accès pour les essais. Le poste supé-
rieur du puits, à une profondeur d'environ 130 m, servira aux essais hydro-
géologiques. Le poste inférieur du puits, à une profondeur de 240 m, assu-
rera l'accès à l'aire d'essais. L'aire d'essais comprendra une galerie
d'accès, un atelier et une salle d'instrumentation, trois salles parallèles
pour les essais d'éléments multiples, une aire d'hydrogêologie et géochimie
et une aire pour les essais de réaction à l'excavation et de scellement du
puits. La partie supérieure de l'aire d'essais de réaction à l'excavation
sera dans la roche fracturée et sera le lieu des essais d'écoulement par les
fractures discrètes et des essais chimiques. On établira le plan définitif
des installations souterraines lorsqu'on -.ura les résultats provenant des
essais de tension sur trous â l'avancement de sondes et masse rocheuse
effectués au poste inférieur du puits.
- 65 -
1016 - BT. BUREAU - SERVICEDES RELATIONS PUBLIQUES
1017 - BT. ENTRETIEN ET STOCKACEDES CAROTTES
1019 - BASSIN DE DKCANTATIONDES EAUX DE MINES
1021 - BT. SORTIE DE SECOURSET VENTILATION
1032 - BT. LABORATOIRE ETENTRETIEN f;., C7,
1026 - BT. CHEVALEMENT-TREUIL
S K - : I : H I ' I T S
•JH-CI: PI-ITS IVAFRACF
SH-f i j PCIT5 R'F.SSAI I>F REACTION'
A !.' FJtCAVATIHN: - " u pnsTT m; M V F A I ' S I ' P F R I F I P
- • 4 - "
FIGURE 12: P lan du LRS
- 66 -
La nouvelle route menant au chantier de construction et les tra-
vaux de nivellement du terrain sont terminés. Les travaux de construction
du bâtiment abritant les bureaux, du bâtiment du laboratoire et de l'entre-
tien, du bâtiment du stockage des carottes, de la sous-station électrique,
de la station de pompage et les travaux de fondation de l'ensemble chevale-
ment-treuil sont en cours. Les installations de surface seront terminées
vers la fin de mars 1984 et l'excavation du puits commencera au cours de mai
1984.
6.2.4 Essais souterrains
On effectuera les essais souterrains en trois phases: la phase de
construction, la phase du caractérisation géotechnique et la phase d'exploi-
tation. Les essais de la phase de construction sont ceux dont la partie
intégrante est l'excavation ou qui peuvent être mieux exécutés lors de la
construction. Lors de la phase de caractérisation géotechnique, on caracté-
risera la zone d'essais pour les essais de la phase d'exploitation. La
phase d'exploitation comportera des essais principaux pour étudier les con-
ditions possibles dans une enceinte d'évacuation.
On a excavé l'orifice du puits jusqu'à une profondeur de 15 ni au
cours de l'été 1983. L'excavation a servi à éprouver les méthodes et procé-
dures d'essai à employer lors de la phase de construction; elles comprennent
la cartographie géologique et stéréophotographie des parois du puits, l'ap-
plication des techniques géophysiques aux parois du puits, l'épreuve des
instruments lors de l'abattage â l'explosif, les techniques d'identification
des dégâts causés par l'excavation et la détermination de la tension. En
outre, on a installé de petits ensembles de packers pour recueillir l'eau
souterraine filtrant à travers les fractures de la paroi du puits ainsi que
des thermistors pour mesurer la température de la masse rocheuse.
- 67 -
6.3 ETUDES PAR MODÈLES GÉOMÊCANIQUES ET ÉTUDES TECHNIQUES
6.3.1 Études par modèles gëomécaniques
Pour comprendre le comportement en fonction du temps des masses
rocheuses et incorporer ces effets aux modèles gêomécaniques, on applique la
théorie de la mécanique des fractures élastiques linéaires â la microfissu-
ration de la roche. On a concentré les premiers travaux effectués dans ce
domains sur la détermination des paramètres nécessaires pour décrire la
croissance des microfissures dans la roche intacte et sur la modélisation
des phénomènes de relaxation des contraintes (161). La modélisation s'étend
maintenant â la prise en considération des populations et distributions de
fractures. Â des fins de comparaison avec les données de déformation sous
pression de référence, on a effectué une étude de la déformation sous pres-
sion de la roche appliquée au granite de Lac du Bonnet (162).
Les joints limitant les blocs de roche intacte sont probablement
le facteur dominant dans la réaction physique et hydrogéologique d'une masse
rocheuse. Il faut donc comprendre les caractéristiques des joints et mettre
au point une méthode pour les incorporer aux modèles de comportement de la
masse rocheuse. On a documenté un modèle de joint de roche et établi les
méthodes permettant de recueillir les données nécessaires acquises sur le
terrain (163). On a recueilli les données initiales en effectuant des
essais sur les joints de carottes provenant du LRS.
On a entrepris les études par modèles géomécaniques dans le cadre
du projet de LRS. On a calculé la réaction de la masse rocheuse â l'excava-
tion du puits à l'aide de modèles de déformation plane à deux dimensions et
à axe de symétrie. On a employé la méthode des éléments-limites et la mé-
thode des êlêmentF finis. Ces analyses ont donné des valeurs de la ferme-
ture de la paroi du puits à comparer avec les mesures qui seront effectuées
lors des essais -)e réaction de la masse rocheuse dans le puits (164).
On a employé la méthode statistique de Rosenbluth pour évaluer
l'influence de la variabilité des propriétés de la masse rocheuse sur les
- 68 -
déformations dans le voisinage immédiat d'une enceinte d'évacuation. Cette
méthode donne une évaluation de l'écart moyen et type pour la réaction ther-
momêcanique plutôt qu'une évaluation des distributions de probabilités pour
les propriétés thermiques et mécaniques obtenues avec la méthode de Monte
Carlo.
On a effectué, dans le voisinage immédiat, plusieurs analyses
thermiques et mécaniques de la roche pour neuf combinaisons de déchets sous
diverses formes, de dimensions de conteneurs et de débits de chaleur (165).
Les analyses ont indiqué que, pour le stockage en salle et en sondage, la
température de la surface extérieure des contenours était inférieure à 150°C
et que la température moyenne volumique du remblai était inférieure à
100°C.
On a effectué des calculs théoriques pour évaluer la conductivitê
thermique d'une masse rocheuse à faible porosité et saturée d'eau souterrai-
ne (166). On a constaté que sa conductivitê thermique ne s'écarte pas de
celle d'une roche intacte de plus de 10%.
6.3.2 Études techniques
Du fait qu'on doit considérer le concept d'enceinle d'évacuation
proposé ainsi que d'autre possibilités dans l'évaluation de celui-ci, on a
entrepris des études techniques pour évaluer plusieurs geometries d'enceinte
d'évacuation et de stockage. On a mentionné précédemment les études concep-
tuelles, dans le détail, d'une enceinte où tous les déchets sont stockés à
un seul niveau à une profondeur de 1000 m (167-170). On examine ci-après un
concept d'enceinte à plusieurs niveaux (171) ainsi que les études d autres
geometries de stockage possibles.
Études de l'enceinte à plusieurs niveaux
On a entrepris l'étude de l'enceinte à plusieurs niveaux afin de
déterminer la possibilité de réalisation d'un tel concept pour le stockage
du combustible irradié ou des déchets de recyclage du combustible et de
- 69 -
définir l'étendue des autres études nécessaires pour porter la conception au
même point que celle de l'enceinte à un seul niveau. Lors de la première
phase de l'étude, on a effectué des analyses thermiques et thermo-mécaniques
pour l'évacuation de<= déchets de combustible en enceintes construites dans
le granite et le gabbro. On a réalisé les concepts initiais et établi les
prévisions de coûts à des fins de comparaison avec celles d'une enceinte à
un seul niveau.
Les avantages possibles d'une enceinte J plusieurs niveaux sont
l'utilisation plus efficace de l'étendue verticale d'un pluton et une sur-
face horizontale réduite. C'est important du fait que l'étendue horizontale
utilisable de certaines masses plutoniques pourraient être limitée par des
failles principales ou d'autres caractéristiques géologiques. De même, les
plutons jugés trop petits pour y construire une enceinte à un seul niveau
pourraient convenir pour une enceinte à plusieurs niveaux.
On a supposé que les concepts d'enceinte à un seul niveau et à
plusieurs niveaux renfermaient des installations d'immobilisation et de
manutention des déchets de combustible et de préparation des conteneurs
identiques, une svrface et une disposition souterraine semblables, des tech-
niques de stockage similaires ainsi que les mêmes propriétés de masse ro-
cheuse et vitesses de décroissance thermique de déchets. Les courbes de
décroissance thermique dont on s'est servi pour le combustible irradié et
les déchets de recyclage du combustible sont représentées à la Figure 13.
Dans les deux cas, on a supposé un combustible refroidi pendant 10 ans et un
retraitement immédiat ùes déchets de recyclage du combustible. On a consi-
déré que la conductlvitê thermique de la roche était respectivement de 3.0
et 2.0 W/°C pour le granite et le gabbro, la température maximale de la
surface extérieure des conteneurs de 150°C, le gradient géothermique de 15°C
pour une profondeur de 1000 m et la température de la surface de 0°C. On a
supposé que la zone de fractures perturbée descendait â partir de la surface
â une profondeur maximale de 100 m et que le rapport des contraintes hori-
zontales aux contraintes verticales, Kn, était soit constant soit fonction
de la profondeur. La valeur de K influe fortement sur la profondeur de la
zone de fractures perburbée.
- 70 -
1.0
cin
g -I
g
to
|,o- 2
cHh->CO
C
10-3
' 1
1 1 1
11
1 1
1 1
II
I!
1
1 1 1"| i 1
1 1 1 1 1
t 1 ) 1 1
1 t i l l
1 1 I I 1
\iw
1 \ I 1 !
1 1
1 1
11
\ 1
1 1
\
L 1 1-10 100 1000 10 000
PERIOPF. APRES STOCKAGE DES DECHETS (ANNEES)
50 000
FIGURE 13: Courbes de decroissance thermique utilisees pour le combustibleirradie (IF) et les dechets de recyclage du combustibe immobi-lise (IW)
- 71 -
Les résultats montrent que le coût de la construction d'une en-
ceinte à plusieurs niveaux pour le stockage du combustible irradié est beau-
coup plus élevé que celui d'une enceinte à un seul niveau, sans réduction de
la surface prévue, du fait qu'il faut réduire la densité de la charge ther-
mique pour satisfaire aux contraintes thermiques. Donc, on ne recommande
pas l'enceinte à plusieurs niveaux.
L'enceinte à plusieurs niveaux semble cependant possible pour les
déchets de recyclage du combustible. Pour une enceinte à deux, trois ou
quatre niveaux, la limite de 100°C pour le remblai, n'a jamais été dépassée
(Figure 14). La limite de 100 m pour la zone de fractures perturbée (lors-
que K. est fonction de la profondeur) a été satisfaite par les enceintes à
deux et trois niveaux mais a été dépassée de 25 m par une enceinte â quatre
niveaux. Bien qu'une légère baisse de la charge thermique, dans le cas de
l'enceinte à quatre niveaux, amènerait la zone de fractures perturbée dans
les limites prescrites, la réduction supplémentaire de la surface horizon-
tale serait inférieure à 8%. Les enceintes à deux et â trois niveaux sem-
blent être d'autres solutions raisonnables pour le stockage des déchets de
recyclage du combustible.
Il se produit une réaction thermique importante dans les niveaux
après une période de 200 ans, période pouvant atteindre 1000 ans au maximum,
le niveau médian étant le plus chaud. Après 10 000 ans, le gradient géo-
thermique original est presque rétabli. La profondeur maximale de la zone
perturbée est de 25 m dans le cas du gabbro et de 100 m dans le cas du gra-
nite. Dans le cas du gabbro, la limite de la température du remblai est le
paramètre régulateur. Dans le cas du granite, les limites sur la tempéra-
ture du remblai et la profondeur de la zone de fractures perturbée sont les
conditions.
Dans tous les cas satisfaisant aux conditions géologiques dans le
voisinage éloigné de l'enceinte, à savoir une profondeur maximale de 100 m
de sone de fractures perturbée dans le cas du gabbro ou du granite, la limi-
te de température de surface extérieure de conteneurs de 150°C n'a jamais
- 72 -
IOO
__ I ENCEINTE A UN NIVEAU
\ ENCEINTE A DEUX NIVEAUX (NIVEAUX SUPERIEUR ET INFERIEUR)
ENCEINTE A TROIS NIVEALK (NIVEALK SUPERIEUR ET INFERIEUR)
-X—X-*—x- ENCEINTE A TROIS NIVEAUX (NTVEAU INDIAN)
- ENCEINTE A QUATRE NTVEAUX (NIVEAUX SUPERIEURS ET INFERIEURS)ENCEINTE A QUATRE NIVEAUX (NIVEAUX MEDIANS)
100 1000
PERIODE APRES STOCKAGE PES DECHETS (ANNEES)
10 000
FIGURE 14: Augmentation de la temperature dans une enceinte d'evacuation dedechets de recyclage du combustible construite dans le gabbro.La charge thermique brute est de 17.2 W-nT^. On obtient latemperature reelle en additionnant la temperature ambiante de laroche (15°C) aux temperatures reprSsentees dans la figure
- 73 -
été dépassée. La température de pointe et le moment où elle s'est manifes-
tée ont été calculés par le modèle de conditions géologiques dans le voisi-
nage immédiat de l'enceinte; ils ont été tout à fait comparables à ceux
calculés par les modèle?, à plus grande échelle.
Les dépenses d'exploitation et en capital pour une enceinte et les
dépenses pour un conteneur indiquent que le concept à plusieurs niveaux
coûterait environ 11.52 de plus que le concept à un seul niveau.
6.3.3 Etude du stockage dans des sondages longs
L'autre possibilité de stockage des simples conteneurs dans les
sondages de plancher des salles d'enceintes â un seul niveau et à plusieurs
niveaux est le stockage de piles de conteneurs dans des sondages entre deux
niveaux. Le concept est de placer les conteneurs dans une grande masse
rocheuse éloignée de la zone endommagée par l'excavation entourant les
salles de stockage.
Les calculs montrent que l'évacuation du combustible irradié dans
une forme de sondage long nécessitera une masse semblable â celle nécessitée
par une enceinte à plusieurs niveaux. Les études du stockage dans des en-
ceintes à plusieurs niveaux et des sondages longs indiquent que l'empilement
vertical du combustible irradié ne réduirait pas la surface horizontale de
l'enceinte d'une façon importante étant donné que ce type d'empilement de-
mande une charge thermique volumique réduite pour satisfaire les conditions
thermiques.
L'empilement vertical des déchets de recyclage du combustible est
possible et réduirait d'une façon importante l'étendue horizontale de l'en-
ceinte. Bien qu'on n'a pas établi le coût de cette possibilité, on prévoit
qu'elle coûterait au total environ 11 pour cent de plus comme on l'a consta-
té lors de l'étude du concept à plusieurs niveaux. Le concept aux sondages
longs ne semble pas cependant avoir de gros avantages sur le concept à plu-
sieurs niveaux.
- 74 -
6.4 MODÈLES GÉOSPHÉRIQUES
Dans l'évaluation Initiale de l'environnement et de la sûreté
après fermeture (172), le modèle de migration des radionuclides dans la
géosphère supposait un écoulement constant permanent d'eau souterraine sans
dispersion le long d'une voie d'écoulement unidimensionnelle. Les gammes de
paramètres réglant la migration des radionuciides dans la géosphère (lon-
gueur de la voie d'écoulement, porosité, perméabilité, gradient hydraulique,
coefficient de sorption des radionuclides) étaient surtout basés sur des
valeurs tirées de bibliographies et sur les résultats limités provenant des
recherches effectuées sur le terrain à l'époque.
On a établi le projet de modèles géosphêriques pour assurer que le
modèle utilisé pour les futures évaluations soit basé sur des gammes obser-
vées de valeurs de paramètres de conditions géologiques et hydrogéologiques
y afférentes. On analysera chaque zone de recherche â l'aide de codes d'or-
dinateurs quant à l'écoulement d'eau souterraine et le transport de masse
pour tirer les valeurs caractéristiques des paramètres géospitériques.
D'après la distribution et la nature des voies d'écoulement d'eau
souterraine possibles, on établit un modèle descriptif des systèmes hydro-
géologiques situant, en trois dimensions, les facteurs réglant l'écoulement
d'eau souterraine. On modélisera et étalonnera l'écoulement d'eau souter-
raine en fonction des mesures effectuées sur le terrain; sans enceinte.
Ensuite, on situera une enceinte hypothétique à une profondeur de 500 à
1000 m au-dessous de la surface. Les caractéristiques de l'enceinte seront
basées sur le concept (168,169). On révisera le modèle descriptif, y com-
pris l'enceinte, pour fixer les conditions aux Limites et produire des élé-
ments à analyser par le code d'ordinateur à trois dimensions et éléments
finis, MOTIF. Ensuite on modélisera en supposant qu'il y a une enceinte.
On évaluera la sensibilité des résultats des études par modèles aux varia-
tions des valeurs de paramètres, à la situation et nature des conditions aux
limites et à la nature des éléments de réseau. Enfin, on établira les gam-
mes de valeurs des paramètres géosphêriques et leur distribution pour s'en
servir dans l'évaluation de l'environnement et de la sûreté.
- 75 -
6.5 GËOCHIMIE ET CHIMIE APPLIQUÉE
Le but des recherches en géochimie et chimie appliquée est de
quantifier les interactions chimiques et physiques des radionuclides et des
matières géologiques recouvrant les fractures aquifères de la roche plutoni-
que. Ces renseignements sont essentiels pour évaluer la géosphère sous la
forme d'une barrière de protection contre la migration des radionuclides.
Les interactions des radionuclides dissous et des matières géolo-
giques sont fonction de la composition de l'eau souterraine, de la nature du
radlonuclide et des propriétés physiques, chimiques et mlnéralogiques de la
matière géologique (33). Les processus géochlmiques sont souvent très lents
et II faut tenir compte des effets cinétiques en extrapolant les résultats
des essais en laboratoire aux longues durées. On emploit deux méthodes.
Dans la première, on se sert des renseignements provenant des essais effec-
tués en laboratoire et sur le terrain; dans la deuxième, on étudie les pro-
cessus géologiques naturels en évolution depuis longtemps.
6.5.1 Interactions de l'eau souterraine et de la roche
Les réactions chimiques entre l'eau souterraine et la roche font
changer leur composition chimique. Les caractéristiques physiques et chimi-
ques des matières recouvrant les fractures sont également changées. Les
propriétés chimiques et physiques de la roche et de l'eau souterraine in-
fluent sur la sorption, la diffusion et la migration des radionuclides. On
a effectué une étude bibliographique de la stabilité, la solubilité et ciné-
tique de dissolution des minéraux primaires et d'altération associés aux
roches granitiques et gabbroîques (173).
On a proposé UP mécanisme pour la cinétique de dissolution des
alumlnosilicates structuraux (174,175). Dans les solutions alcalines, les
Ions hydroxyles réagissent avec la surface du minéral et produisent ainsi
des complexes activés. Ils s'hydratent ensuite et forment des complexes
acqueux dissous: il en résulte le contact d'une nouvelle surface de minéral
avec la solution. Ce processus se poursuit jusqu'à ce qu'un des produits
- 76 -
parvient à la saturation en solution ou jusqu'à ce que le minéral soit en-
tièrement dissous.
On a étudié l'altération de surface des feldspaths dans des condi-
tions hydrothermiques (150-200cC) existant en eau souterraine, granitique et
solution saline et identifié les produits d'altération par spectroscopie de
l'infrarouge (176). On a identifié la kaolinite et la boéhmite après réac-
tion avec l'eau souterraine granitique. Le produit d'altération prédominant
en solution saline était l'argile montraorillonitique (32).
On prépare actuellement un ensemble de données thermodynamiques
cohérentes, d'abord pour le système Na-K-Ca-Mg-Al-Si-H-C-O. On a évalué les
propriétés thermodynamiques de cinquante-neuf minéraux de ce système par
programmation linéaire (32).
La mise au point et l'adaptation du code d'équilibre chimique,
PHREEQE, pour le transformer en un code interactif, PHREEQI, continuent. On
a obtenu un bon accord pour les concentrations importantes d'éléments dans
l'eau souterraine en équilibre avec des minéraux primaires et secondaires,
en employant divers codes d'équilibre chimique (32). Les codes utilisent
l'équation du cofficient d'activité de Debye-Hiick.el dont la précision est
limitée pour les solutions salines à forte concentration d'ions rencontrées
à grande profondeur dans le bouclier canadien. On examine actuellement
l'application de codes plus appropriés tels que ceux utilisant les interac-
tions qui sont spécifiques des ions.
6.5.2 Interactions des déchets et de la roche
Les réactions entre les radionuclides et la roche entourant une
enceinte d'évacuation peuvent retarder la migration des radionucliides de
l'enceinte à la biosphère.
On a fait des études courantes de sorption statique de quatre
radionuclides-types (strontium 90, césium 137, cériura 144 et américum 241)
sur des échantillons de roche des zones de recherches de Whiteshell et
- 77 -
d'Atikokan. Les résultats confirment dans l'ensemble ce qu'on a remarqué
antérieurement, à savoir que la sorption augmente lorsque la teneur en miné-
raux mafiques de la roche augmente (177). Toutefois, les études de sorption
dynamique sur le granite et le gabbro n'ont pas montré cet effet dans le cas
du cobalt 60, sélénium 75, césium 137 et cêrium 144. On prévoit d'autres
études pour remédier à ce désaccord apparent.
On a étudié l'interaction des ions de césium et du feldspath à 150
et 200°C avec de l'eau distillée, de l'eau souterraine granitique et une
solution saline (178). À des concentrations relativement fortes d'ion de
césium (> 10"1* mol«dm~3), on a identifié la polluclte (CsAlSijOg) par spec-
troscopie de l'infrarouge et aicroscopie électronique à balayage. Les tech-
niques d'analyse de surfaces (XPS, SAM) ont montré qu'il y avait sorption du
césium sur les surfaces de feldspath et sur les minéraux d'argile formés à
l'état de produits d'altération hydrotherroique du feldspath (179).
Les essais de sorption étatique du césium 137 sur des surfaces à
fractures contenant des minéraux d'altération et de remplissage ont indiqué
un coefficient de sorption cent fois plus grand qu'avec les essais sur des
surfaces usinées de roche non altérée. Cette constatation coïncide avec les
déterminations autoradiographiques des distributions de radionuclides sorbes
sur des parties de roche coupées perpendiculairement à la surface à fractu-
res (180).
On a commencé des études de la stabilité, de la composition et des
propriétés thermodynamiques des minéraux phosphatés, de l'apatite et de la
monazite (32). Les minéraux phosphatés sont très insolubles et sont capa-
bles d'incorporer des lanthanides et actinides dans leur structure. Il est
possible que la gangue de l'apatite [(Ca5(Pû4)3(F,OH,C1)] soit capable d'ac-
cepter des ions d'iodure. On fait actuellement la synthèse du phosphate de
lanthane et du mélange de carbonate de calcium et d'hydroxyapatite à des
températures inférieures à 100°C. On essayera d'incorporer I~ et les acti-
nides au mélange de carbonate de calcium et d'hydroxyapatite lors de la
synthèse.
- 78 -
Pour comprendre la réaction, sous sorption, du neptunium avec les
matières géologiques, on a évalue les données thermodynamiques pour des
solides de neptunium et des espèces de solutions choisies (32). La solubi-
lité du neptunium dans des conditions de réduction est faible et semble être
la même que celle de l'uranium.
Les essais en détail de sorption statique et dynamique du techné-
tium sur divers minéraux se poursuivent (181). La magnetite et la todoro-
kite (MnOOH) adsorbent le technétium, la première le faisant probablement
par un processus rédox. Les essais dynamiques en vase mélangeur ont montré
que le pertechnétate ne réagit pas avec l'augite dans les solutions saturées
d'air. On a cependant constaté une importante Interaction lorsqu'il y avait
du technétium sous forme de complexe carbonate Tc(IV) dans des conditions
anoxiques (32).
On a élaboré des essais en laboratoire pour représenter les longs
temps de séjour de l'eau souterraine dans led fractures. Un essai "de rete-
nue d'écoulement" basé sur l'effet capillaire de retenue d'une mince couche
de liquide dans la fracture permet d'obtenir des vitesses d'écoulement fai-
bles par l'addition goutte à goutte d'une solution éfluante à la partie
supérieure de la fracture. Les premiers résultats obtenus avec une surface
usinée de granite à fractures montrent un retardement mesuré du césium 137
comparable à celui calculé d'après des essais effectués dans des conditions
statiques.
Les études de la migration des radionuclides à des températures et
pressions élevées continuent. Les essais avec le césium 137 ont montré que
la dispersion est plus grande quand la température est plus grande: ce qui
conduit â la suggestion que l'Importante dispersion observée à la tempéra-
ture ambiante est, au moins en partie, due aux faibles vitesses de sorption
et désorption.
On établit actuellement des modèles décrivant les processus de
sorption des radionuclides. Les constantes de vitesse déterminées pour
divers processus de sorption indiquent que l'équilibre est atteint en
- 79 -
plusieurs jours pour le cas des processus d'échange d'ions dans des condi-
tions d'oxydation. Les réactions des oxyhydroxydes et les autres processus
minéralogiques et physiques demandent plus de temps pour atteindre l'équili-
bre mais, à l'échelle des temps correspondant aux vitesses d'écoulement de
l'eau souterraine, ils retardent beaucoup plus la migration des radionucli-
des que l'échange d'ions. On s'est servi d'un modèle comportant trois types
de points de sorption pour décrire la Sorption et la désorption du cobalt
60, du sélénium 75, du césium 137 et du cêrium 144 sur du granite de Lac du
Bonnet (182).
Bien que la porosité du granite soit faible (inférieure â 0.5%),
le volume total des pores autour d'une enceinte de stockage de déchets est
considérable. Ce volume peut servir de réservoir de radionuclides non sor-
bants tels que 1'iode 129 et ainsi empêcher leur migration dans la géosphè-
re. On étudie la vitesse de diffusion des ions d'iodure à travers la mem-
brane rocheuse par des expériences en vase diffuseur comportant deux réser-
voirs séparés par un disque rocheux servant de membrane poreuse. On remplit
un réservoir d'eau distillée et l'autre contient une solution d'iodure di-
luée continuellement élevé. On a employé cette technique dans les études de
diffusion avec du nouveau granite de Lac au Bonnet et on compare les résul-
tats â ceux obtenus par les essais statiques. Pour venir appuyer les études
de diffusion, on modélise la diffusion statique et dynamique à l'aide des
calculs par la méthode des éléments finis (32).
6.5.3 Analogues naturels
L'étude des indices géologiques existants dans les fractures por-
teuses d'eau souterraine de la roche plutonique et le long de celles-ci peut
donner des renseignements à utiliser pour prédire le comportement des radio-
nuclides. Les examens d'analogues géologiques pour la construction d'une
enceinte d'évacuation, tels que les gisements d'uranium naturels, peut ser-
vir â évaluer le comportement des radionuclides dans la géosphère. Ces
études comprennent des analyses quantitatives aux éléments traceurs, la
détermination des rapports isotopiques de membres de la série radioactive
des actinides ainsi que l'analyse structurelle des minéraux riches en acti-
nides.
- 80 -
On étudie la chimie et pétrologie du batholithe de Lac du Bonnet
(183). L'analyse a montré que l'équilibre séculaire des paires uranium 238/
uranium 234 et uranium 234/tnorium 230 présentes dans la masse rocheuse n'a
pas été perturbé depuis des millions d'années: ce qui indique que la roche
n'a pas été en contact avec l'eau souterraine en mouvement. Par contre, on
a constaté un grand déséquilibre de la paire uranium 238/uranium 234 de la
zone très altérée par l'action des agents atmosphériques et qui entoure les
fractures ouvertes: ce qui indique un appauvrissement partiel de l'uranium
234 depuis des millions d'années (184,185). On a appliqué l'analyse du
déséquilibre de l'uranium également aux grains particuliers de titanite
(sphène) de la matière de remplissage des fractures pour analyser la distan-
ce de migration des actinides depuis un million à un milliard d'années. On
peut considérer le titanite naturel comme l'analogue du titanite proposé
comme élément des déchets sous diverses formes.
Du fait de la similitude qui existe entre les gisements de minerai
d'uranium du nord de la Saskatchewan et de la géologie de l'emplacement de
l'enceinte d'évacuation proposée, on a étudié en détail deux gisements d'u-
ranium. Dans les deux cas, le gisement d'uranium est entouré d'une auréole
de minéraux d'argile et séparé de la biosphère par plusieurs centaines de
mètres de roche. La température régnant lors du dépôt du minerai d'uranium
a atteint un maximum de 150 à 200°C et les solutions de formation du minerai
étaient plus salines que les eaux souterrraines rencontrées à grande profon-
deur dans le bouclier canadien. La datation des gisements d'uranium indique
que le minerai a été formé il y a plus d'un milliard d'années. On a consta-
té, dans les gisements d'uranium bien définis, que l'uranium avait migré
moins de 5 m dans l'argile entourant le massif de minerai depuis un milliard
d'années.
- 81 -
7. RECHERCHES SUR L'ENVIRONNEMENT
On effectue actuellement des recherches sur l'environnement pour
obtenir une base permettant de comprendre les processus se produisant dans
la biosphère de sorte â pouvoir prédire d'une façon satisfaisante la migra-
tion des radionuclides dans l'environnement (185). Les recherches compren-
nent la conception de modèles de prédiction et de codes d'ordinateurs à
utiliser dans les études d'évaluation ainsi que la détermination des valeurs
a ^ropriées de paramètres de modèles pour les évaluations (32,33). On modé-
1: se les voies importantes de migration des radionuclides à travers la bio-
sphère pour évaluer la dose de rayonnement que pourrait recevoir l'homme.
On a concentre les études des processus se produisant dans la
biosphère sur la dynamique des fluides, la chimie et la biologie du l'envi-
ronnement. La dynamique des fluides de l'environnement décrit la migration
des radionuclides dans trois parties de la biosphère - l'atmosphère, les
eaux de surface et les eaux souterraines - ainsi que les transferts qui se
produisent entre ces parties. T.a chimie de l'environnement couvre les in-
teractions chimiques qui se produisent dans les parties ou entre les parties
et qui influent sur la migration des radionuclides. La biologie de l'envi-
ronnement couvre les facteurs physiques et chimiques qui influent biologi-
queraent sur la distribution des radionuclides dans et entre les parties.
7.1 DYNAMIQUE DES FLUIDES DE L'ENVIRONNEMENT
7.1.1 Décharge des eaux souterraines
Un point important des études d'environnement est la détermination
des endoits où seraient déchargés les radionuclides transportés par les eaux
souterraines. On met au point actuellement des techniques de localisation
des zones de décharge et étudie les propriétés gêochimiques des décharges.
On a employé l'exploration aux rayons infra—rouges par avion par temps d'hi-
ver, moment de l'année où il est possible de mieux détecter les décharges
d'eaux souterraines plus chaudes; or. a utilisé cette technique pour détecter
- 82 -
des points de décharge inconnus auparavant dans les zones de recherche de
Chalk River (RA 2) et d'East Bull lake (RA 7) (32). On a pu détecter une
surface de décharge d'eaux souterraines de 0.25 m2 seulement, à une tempéra-
ture de 0 à 1°C, par temps de verglas ou de neige à -15°C, et à une altitude
de 200 m.
Il est difficile de mesurer directement l'écoulement des eaux
souterraines, de la roche de fond aux morts-terrains de recouvrement, ou aux
eaux superficielles. Les mesures de l'écoulement des eaux souterraines à
travers les fractures rencontrées dans les sondages peu profonds (< 100 m de
profondeur) près de Maskinonge Lake (RA 2) ont fourni la preuve que des eaux
plus vieilles s'écoulent vers la surface. Il semble que les eaux souterrai-
nes s'écoulent vers le lac; on met au point actuellement une technique pour
déterminer les points de décharge d'après les mesures de conductance thermi-
que et électrique effectuées dans les sédiments du lac.
Lorsque les décharges se sont faites, de la roche de fond aux
cours d'eau de surface, par les morts-terrains de couverture, II a été dif-
ficile de déterminer les apports relatifs des eaux souterraines et des eaux
de pluie aux courants de cours d'eau. On évalue à l'heure actuelle l'apport
des eaux souterraines pour les cinq cours d'eau se jetant dans Perch Lake
(RA 2) d'après les différences de teneur en deuterium des eaux souterraines
ec des eaux de fonte des neiges isotopiquement plus légères. Lors du ruis-
sellement des eaux du printemps, l'apport initial d'eaux souterraines â deux
cours d'eau, dont le bassin est occupé à plus de la moitié par des maréca-
ges, a diminué à mesure que la fonte des neiges s'est produite. Les eaux de
fonte des neiges ont fait monter la nappe phréatique jusqu'à la surface:
ce qui a permis un ruissellement direct. Dans le cas des trois autres cours
d'eau dont le lit est occupé par peu de marécages, l'apport direct d'eaux de
fonte des neiges a été infime.
Un mécanisme possible de production de la pression hydraulique
nécessaire à la libération des eaux souteraines est l'effet de frange capil-
laire. Un faible apport d'eaux à une zone presque saturée et sous tension
au-dessus de la nappe phréatique peut relaxer la tension et faire monter la
- 83 -
nappe phréatique. On a simulé cet effet à l'aide d'un modèle mathématique à
éléments finis (187). Les essais pratiques de ce modèle ont commencé récem-
ment.
On examine les possibilités de cartographie numérique comme moyen
de faire correspondre les données morphologiques, biologiques, géologiques
et météorologiques et d'autres données. On peut établir des cartes, à di-
verses échelles, où figurent des renseignements intégrés. Un projet pilote,
dans le cadre duquel on s'est servi de l'image transmise par le satellite
LANDSAT, a permis d'identifier et de cartographier des zones à végétation
défavorablement et favorablement influencée: ce qui est signe de décharge
d'eaux souterraines.
7.1.2 Dispersion dans les eaux souterraines
On a établi plusieurs modèles pour interpréter les résultats des
essais sur l'écoulement des eaux swouterraines (188-190). L'emploi d'un
modèle de dispersion par convection à une seule valeur de dispersivité lon-
gitudinale (32) a permis d'obtenir une bonne coïncidence avec les résultats
mesurés d'un essai sur le terrain, à 20 m de profondeur, dans lequel on a
fait passer une impulsion de traceur le long de trois zones à différentes
vitesses d'écoulement. Les essais sur petites colonnes ont donné pratique-
ment les mêmes valeurs de dispersivité (191). Donc, les caractéristiques de
dispersivité déterminées à une petite échelle semblent être applicables à de
plus grandes échelles. On a établi un réseau plus étendu d'échantillonnage
pour un essai sur le terrain aux traceurs, à 50 m de profondeur; ce réseau a
permis de déterminer la dispersivité verticale et longitudinale.
Les essais aux traceurs ont étë suivis de la détection â distance,
au radar à impulsions, des caractéristiques stratigraphiques des morts-ter-
rains de recouvrement (192). On a employé cette technique pour faire coïn-
cider les ondes réfléchies du radar avec les caractéristiques stratigraphi-
ques et ainsi décomposer la roche de fond rencontrée à 30 m et définir la
nappe phréatique; elle pourrait s'avérer être un puissant moyen pour les
recherches sur les morts-terrains de recouvrement.
7.1.3 Migration de la surface â l'atmosphère
On a examiné la dispersion des radionuclides dans l'atmosphère au
cours de très longues périodes (193). On a fait une étude de la suspension,
resuspension et dépôt dans l'atmosphère (32); on a commencé des études de la
suspension des particules provenant de la neige, du sol et des voûtes végé-
tales. Seules les particules les plus légères (diamètre inférieur à 100 um)
peuvent vraiment être en suspension et rester ^ans l'air mais le déplacement
des particules plus grosses à la surface du sol (ascension et saltation)
peut en amorcer la suspension-
La prédiction des courants de particules au-dessus d'une grande
variété de sols, de reliefs et types de voûtes est difficile. On évalue
actuellement les résultats empiriques de recherches agricoles sur l'érosion
par le vent pour déterminer si on peut s'en servir pour prédire les taux de
particules en suspension. On étudie également l'influence des incendies de
forêts et des surfaces d'eau douce.
7.2 CHIMIE DE L'ENVIRONNEMENT
Les interactions des radionuclides et morts—terrains de recouvre-
ment peuvent retarder la migration des premiers et la variation des condi-
tions chimiques, soit le long d'une nappe aquifère soit avec le temps, peut
influer sur ces interactions. Comme les radionuclides peuvent exister sous
différentes formes d'espèces chimiques, on met au point des techniques pour
les identifier dans les morts-terrains de recouvrement. Par exemple, on a
identifié sept espèces d'anions de cobalt 60 dans un panache de polluant par
chromotographie d'échange d'anions. On perfectionne cette méthode pour
mesurer la concentration des espèces d'actinides et des traces de métaux
dans les systèmes d'écoulement naturels.
Un paramètre empirique très utilisé est le coefficient de distri-
bution, K., qui relie la concentration d'un radionuclide sorbe sur le sol à
s? concentration dans les eaux souterraines. Il repose sur l'hypothèse
qu'une réaction de Sorption est réversible et que des conditions d'équilibre
- 85 -
régnent. Bien que ces conditions ne soient pas toujours satisfaites, K, estd
une approximation qui est souvent assez bonne et qu'on peut incorporer faci-
lement aux modèles de dispersion par convection. Le modèle d'adsorption-dé-
sorptlon à l'état d'équilibre décrit d'une façon satisfaisante la migration
du strontium 85 dans les colonnes cylindriques préparées à partir des carot-
tes de couches de sable de Chalk River (194).
L'existence, à Chalk River, de nappes aquifères contaminées depuis
30 ans a donné la possibilité d'étudier la sorption de certains radionucli-
des (195). Par exemple, le panache de strontium 90 d'une vieille installa-
tion de décomposition de nitrate s'étend maintenant sur 335 m. On a carottf.
cinquante—cinq sondages et analysé 600 échantillons de sable et d'eau inter-
stitielle associée quant au strontium 90. On emploit un code à éléments
finis à deux dimensions pour modéliser l'écoulement et la migration associés
du soluté et décrire les caractéristiques du panache.
Les processus chimiques qui s'opèrent dans la zone intermédiaire
entre les zones saturées et non saturées des sols sont très importants dans
la détermination du transfert des radionuclides aux plantes. On a modélisé
la migration des radionuclides dans le sol non saturé en fonction de la
profondeur de ce sol, des chutes de pluie, de 1'evaporation, de la conducti-
vité hydraulique du sol et d'une série de coefficients de distribution K,
(196). La migration est provoquée par l'ascension capillaire et la lixivia-
tion vers le bas par les chutes de pluie. On éprouvera le modèle avec neuf
éléments (uranium, neptunium, thorium, chrome, technêtium, césium, iode,
molydène et plomb) sur 80 carottes non—remuées de sol podzolique embryonnai-
re. Lors d'une étude préliminaire, on a constaté un bon accord entre les
résultats calculés et les résultats d'essais (197).
La disponibilité des radionuclides introduits dans les eaux super-
ficielles provenant des eaux souterraines est fonction de l'interaction des
radionuclides et des sédiments. On connaît mal les processus agissant sur
la vitesse de sédimentation des radionuclides et leur comportement dans les
sédiments. On a vérifier récemment l'hypothèse que la vitesse de sédimenta-
tion serait Inversement proportionnelle â la concentration ionique de l'eau
- 86 -
de lac, en mesurant la concentration de césium 137 dans les carottes de
sédiments de huit petits lacs d'eau douce du bouclier canadien. Contre
toute attente, les vitesses de sédimentation de ces lacs étaient inférieures
à celles évaluées pour les Grands Lacs du Précambrien moyen.
Une analyse d'échantillons d'eau de la Rivière des Outaouais qui
ont été recueillis depuis six ans â une altitude supérieure et inférieure à
celle de Chalk River a montré que le césium 137 a sorbe sur les sédiments et
est rendu â l'eau (198). Ceci a été confirmé en mesurant le bilan de masse
du césium 137 tombé avec les précipitations pour Perch lake et en analysant
les résultats publiés pour le Lac Érié.
L'évolution chimique des sols pourrait influer sur le comportement
à long terme des rac^onuclides dans le sol. Dans le bouclier canadien, les
profils de sols so typiquement podzoliques et les horizons bien définis.
L'horizon le plu aaut est riche en matières organiques, l'horizon suivant
est riche en quartz et l'horizon le plus bas est riche en composés de fer et
d'aluminium et en solides humiques. On étude le processus de podzolisation
dans les sols de la région du Lac Nipigon se trouvant en Ontario et on a
analysé les horizons de 18 podzols quant aux éléments principaux et secon-
daires et espèces organiques (32). Les résultats montrent que les podzols
du bouclier sont au premier stade de leur évolution; donc, en comparant avec
la nature connue d'un podzol mûr, on peut prévoir le sens de cette évolu-
tion.
L'association des radionuclides avec, les petites particules orga-
niques ou inorganiques ou les matières colloïdales en suspension dans les
eaux souterraines pourrait faciliter la migration des radionuclides à tra-
vers les sables (199). On étudie donc la lixiviation du plutonium et de
l'amêricium par l'eau souterraine naturelle provenant des colonnes de carot-
tes dans des conditions d'oxydation et de réduction. On n'a décelé aucune
association du plutonium et de l'amêricium avec le carbone organique sous
forme de microparticîles mais on a observé des libérations plus grandes de
ces radionuclides pour une teneur totale plus forte en carbone organique de
l'eau souterraine dans des conditions d'oxydation. Dans des conditions de
- 87 -
réduction, les libérations étaient plus petites pour une teneur totale plus
forte en carbone organique.
7.3 BIOLOGIE DE L'ENVIRONNEMENT
On peut mesurer expérimentalement le rapport de la concentration
d'un radionuclide dans une plante â celle dans le sol (facteur de concentra-
tion). On établi une base de données sur l'absorption des radionuclides par
les plantes. On met l'accent sur les facteurs de concentration observés et
sur le rôle des racines dans l'extracion des radionuclides du sol. En ou-
tre, une étude bibliographique des types de racines et d'enracinement d'es-
pèces végétales particulières au bouclier canadien et des produits agricoles
pouvant être cultivés dans celui-ci, est en cours.
On a lancé une étude de deux ans sur l'absorption de l'uranium, du
césium, du plomb, de l'iode et du sélénium par les arbustes à bleuets (myr-
tilliers) d'un sol organique acide. On mesurera la distribution des radio-
nuclides dans les plantes, le sol et l'eau du sol, à diverses reprises. Les
résultats préliminaires indiquent que l'absorption est proportionnelle à la
concentration du sol dans le cas du césium et du sélénium mais non dans le
cas de l'iode.
On a étudié et documenté de façon approfondie la plupart des voies
terrestres de la chaîne alimentaire. Une voie à laquelle on a porté peu
d'intérêt et qui s'est avérée être plus importante que certaines voies in-
corporées aux modèles d'évaluation (200) est l'ingestion de terre par les .
animaux d'élevages. Par exemple, le bétail ingère 1 â 2 kg de terre par
jour par absorption involontaire: ce qui pourrait fournir certains éléments
essentiels (cobalt, manganèse, sélénium, zinc et cuivre). Il y aura inges-
tion des radionuclides du sol également. Donc, la voie d'ingestion par le
sol pourrait être plus Importante que celle par les racines dans le cas des
radionuclides dont le transfert du sol aux plantes est mauvais (à savoir:
le fer, le prométhium, le polonium, le thorium, l'uranium, le plutonium et
l'américium).
- 88 -
II est probable que l'alimentation de l'être humain évoluera au
cours de longues périodes en raison de l'évolution culturelle. Quelle que
soit cette évolution culturelle, l'alimentation doit satisfaire les condi-
tions physiologiques nécessaires pour assurer la santé et la survie de
celui-ci. Ces conditions comprennent l'énergie, l'eau, les minéraux, les
protéines les acides gras, les acides aminés et les vitamines. Comme elles
sont très voisines des variables telles que l'âge, la masse du corps, la
température et le sexe, on établi un modèle auquel on incorpore ces varia-
bles pour prédire l'alimentation dont a besoin l'homme, physiologiquement
(201).
On a mis à jour et documenté les facteurs de conversion de doses
qui relient les doses absorbées des radionuclides aux doses d'irradiation
(32,202). On a conçu et mis en oeuvre le code d'ordinateur EUEFIS (203)
pour prédire les doses que pourrait recevoir l'homme. EDEFIS permet de
calculer les équivalents de dose totaux effectifs dans le cas de l'immersion
dans l'air et l'eau et peut traiter jusqu'à 496 radionuclides. Il considère
24 organes ou tissus et tient compte du rayonnement gamma, béta et X.
7.4 MODÈLES D'ÉVALUATION ET PARAMÈTRES
On a conçu le code d'ordinateur ETM (Equilibrium Transport M.odel)
pour modéliser la migration des radionuclides dans les matières non consoli-
dées, par l'eau souterraine, de la roche de fond à la zone de décharge
(190). Ce code comporte un modèle de dispersion par convection â une dimen-
sion pour représenter les réactions solide/solution à l'aide du paramètre
Un autre code d'ordinateur, SCF.ii- (204), permet de modéliser la
migration des radionuclides de l'eau souterraine â travers la zone non satu-
rée. On a examiné les prédictions de SCEMR (Soil ^hemical Exchange and
Migration of Jtadionuclides) pour diverses valeurs de paramètres d'entrée
tels que la concentration de radionuclides dans l'eau souterraine, les
chutes de pluie, le paramètre K et les propriétés hydrauliques du sol. On
- 89 -
peut incorporer facilement la sortie de SCEMR aux évaluations des systèmes
d'évacuation de déchets.
On a documenté le code d'ordinateur pour la chaîne alimentaire,
LIMCAL, en versions déterministe et stochastique (205,206). On a rassemblé
dans un tableau les distributions de rapports dose/concentration de 57 ra-
dionuclides pour des adultes et des enfants en bas âge et cinq voies princi-
pales de la chaîne alimentaire. On peut se servir des 540 distributions
pour i.:s évaluations. Le paramètre représentant presque toute la variabili-
té est le facteur de conversion de dose.
On utilise souvent les facteurs de concentration pour prédire les
doses de radionuclides absorbées par les végétaux à partir des sols; on les
applique pour les modèles d'évaluation (208). On calcule les taux de con-
centration pour la distribution des radionuclides entre les végétaux et les
sols d'après les résultats obtenus sur le terrain, en considérant environ 20
éléments. On fait une étude des paramètres d'absorption par les végétaux à
Black Lake au Manitoba (209); on recueille des échantillons de plantes d'en-
droits ayant un gisement de minerai d'uranium de faible teneur. Pour dix
espèces de plantes choisies, les rapports de concentration cendres de terre-
cendres de végétaux se sont échelonnés entre 0.05 et 3.03. (La valeur de
1.5 provenant de l'étude bibliographique et utilisée dans les évaluations
précédentes se situe dans cet intervalle.) On a observé que, lorsque la
concentration d'uranlumn dans le sol est très faible, l'élément est absorbé
plus facilement que l'a prédit le rapport de concentration moyen.
On a ajouté à la base de données comprenant les valeurs des para-
mètres représentatifs du bouclier canadien, des données sur le climat, les
types de sol, l'hydrologie, la distribution et l'utilisation des puits d'eau
potable et la répartition des lacs (210).
- 90 -
8. ÉVALUATION DE L'ENVIRONNEMENT ET DE LA SÛRETÉ
Le but de l'évaluation de l'environnement et de la sûreté est
d'évaluer les conséquences d'une installation d'évacuation des déchets de
combustible nucléaire pour l'homme et l'environnement (21). Les évaluations
sont publiées dans une série de Documents d'évaluation du concept. Le pre-
mier Document intérimaire d'évaluation du concept a été publié en 1981 (172,
211,212) et le deuxième est en cours de préparation. Le troisième sera le
Document officiel d'évaluation du concept qui se fera par examen des orga-
nismes de réglementation et débats publics.
L'évaluation de l'environnement et de la sûreté se divise en deux
parties: l'évaluation avant fermeture et l'évaluation après fermeture de
l'enceinte d'évacuation. L'évaluation avant fermeture couvre la période
s'étendant jusqu'à - et comprenant - le remblayage, le scellement et la
fermeture de l'enceinte. L'évaluation après fermeture couvre la période
suivant le scellement de l'enceinte, la mise hora service des installations
de surface et la remise en état de l'environnement de surface.
8.1 ÉVALUATION AVANT FERMETURE
L'évaluation avant fermeture couvre les conséquences possibles de
la construction d'une installation d'évacuation et du transport, de l'immo-
bilisation et du stockage des déchets de combustible, du remblayage et scel-
lement de l'enceinte et de la mise hors service des installations de surface
(33), du 7 int de vue de la santé, de l'environnement et socio-économiques.
Elle comprend l'analyse des voies de transmission radiologiques, des consé-
quences pour le milieu naturel, de l'utilisation des ressources naturelles,
des conséquences socio-économiques, de la sûreté du personnel nucléaire, de
la sûreté du public, de la sécurité et de la protection.
Dans l'analyse des voies de transmission radiologiques, on évalue
la dose d'irradiation possible* provenant de l'exploitation de l'installa-
* Dans le présent rapport, le termf "dose" signifie "équivalent de dose"qui est défini par la Commission Internationale de Protection Radiolo-gique, publication CIPR 26, 1977.
- 91 -
tion et du transport des déchets de combustible. La conception de l'instal-
lation d'évacuation sera telle que, lors de son exploitation, aucun membre
du personnel y travaillant et aucun membre du public ne recevra une dose
d'irradiation dépassant la limite réglementaire. On a fait une analyse des
voies de transmission radiologlques pour une enceinte d'évacuation hypothé-
tique située dans trois régions ontariennes de la partie du bouclier cana-
dien (nord, centre et sud). On a estimé que les doses individuelles reçues
par l'homme à partir d'émissions dans l'air étaient très faibles par rapport
aux doses de rayonnement ionisant naturel et qu'elles variaient peu d'une
région à l'autre. Les doses individuelles provenant d'émissions dans l'eau
variaient considérablement; elles étaient de moins de 1% â 75% environ des
doses de rayonnement ionisant naturel et étaient en grande partie fonction
de la capacité de dilution de différentes nappes et cours d'eau. Toutes les
valeurs de doses étaient dans les limites réglementaires d'émission dans
l'air et dans l'eau.
Des résultats préliminaires indiquent que l'effet radiologique
pendant le transport du combustible irradié serait faible par rapport à
celui du rayonnement ionisant naturel, quel que soit le mode de transport.
Le mode de transport doit satisfaire toutes les conditions de l'Agence In-
ternationale de l'Énergie Atomique, de la Commission de Contrôle de l'Éner-
gie Atomique et de Transports Canada.
Dans l'analyse de l'environnement et des ressources naturelles, on
évalue les c..iséquences possibles pour le milieu naturel et l'effet de l'é-
puisement des ressources non renouvelables. On minimiserait la perte de
l'exploitation possible de la terre en situant 1"intallation prévue sur un
terrain de faible productivité ou de faible teneur en ressources minérales.
On éviterait tout lieu de valeur écologique, géologique, historique ou cul-
turelle. Bien que la superficie totale de terrain à contrôler autour d'une
enceinte d'évacuation serait d'environ 30 km2, on exploiterait moins de 10%
de celle-ci et les installations de surface en occuperaient moins de 10%.
On remettrait le terrain en état en grande partie après la fermeture du
site.
- 92 -
La quantité de roche excavée qu'il faudrait évacuer («nviron 4
millions m 3) est la même que pour la construction d'une grande centrale
électrique ou d'une mine. Il ne devrait pas y avoir d'effets da rjisselle-
raent toxiques du fait que l'enceinte d'évacuation ne serait pas située sur
un terrain à gisements minéraux.
Il y a des techniques en vigueur pour le contrôle d'émissions non
radiologiques telles que celles provenant de la production de vapeur et de
chaleur, des déchets liquides et des vapeurs d'immobilisation avec le plomb.
Si on se servait du plomb pour fabriquer la matrice du conteneur de stock-
age, II pourrait en résulter de sérieux effets sur les ressources et réser-
ves de plomb du Canada. Donc, on évalue d'autres métaux possibles pour en
fabriquer la matrice.
Dans l'analyse des conséquences socioêconomlques, on évalue les
conséquences possibles du point de vue social et local pour quatre types de
collectivité locale: une ville, un commune, un comté et une nouvelle ville.
La construction d'une enceinte d'évacuation pourrait avoir de grandes consé-
quences socioéconomiques dont un bon nombre seraient semblables à celles
d'autres projets de grande envergure. Certaines de ces conséquences se-
raient souhaitables, par exemple: augmentation de l'emploi et apport de
revenus dans la collectivité locale; d'autres seraient non souhaitables, par
exemple: augmentation des besoins en services locaux tels que écoles et
hôpitaux. Une importante partie de l'analyse porte sur les solutions à
trouver pour minimiser les conséquences défavorables.
Dans l'analyse de la sûreté du personnel nucléaire, on a évalué
les risques d'Irradiation et les risquée classiques que pourraient courir le
personnel de l'enceinte d'évacuation. On estime que le risque radiologique
que pourrait courir ce personnel serait de l'ordre de 1.9 mort par 100 mil-
lions d'heures de travail effectif dont les activités suivantes: transport,
immobilisation et stockage du combustible irradié. Quant au risque classi-
que, il serait de l'ordre de 2 à 4 morts par 100 millions d'heures de tra-
vail effectif Ces risques sont tout à fait comparables à ceux courus dans
d'autres industries à normes de sûreté rigoureuses. Pour d'autres activités
- 93 -
dont l'excavation de l'enceinte, la construction des installations de sur-
face et la mise hors service s'ensuivant, les risques professionnels de-
vraient être les mêmes que ceux que comportent des activités industrielles
comparables.
L'analyse de la sûreté du public, de la sécurité fît de la protec-
tion permet d'évaluer les risques radiologiques courus par le public par
suite d'un fonctionnement anormal, d'accidents supposés ou d'un détournement
possible de matières nucléaires. L'analyse intérimaire n'a permis d'identi-
fier aucunes anomalies et aucuns accidents pouvant entraîner de sérieuses
conséquences radiologiques pour le public. L'expérience et les essais ont
prouvé que les châteaux de transport du combustible peuvent résister à de
grands chocs lors d'accidents graves sans perte de leur contenu ou de leur
capacité de protection. Les mesures de sécurité et de protection en vigueur
dans les centrales nucléaires conviennent pour l'exploitation d'une enceinte
d'évacuation des déchets de combustible.
8.2 ÉVALUATION APRÈS FERMETURE
Dans l'évaluation après fermeture, on considère les effets à long
terme possibles d'une enceinte et de son contenu sur l'homme et l'environne-
ment après le scellement de celle-ci et la remise en état de l'environnement
de surface (33,172,211-214). L'évaluation est basée sur une méthode d'éva-
luation des systèmes et rassemble les renseignements provenant de toutes les
parties du programme de recherches. On réalise l'évaluation à l'aide du
programme d'ordinateur SYVAC qui relie un ensemble de sous-modèles repré-
sentant les éléments du systems d'évacuation (enceinte, géosphère et bio-
sphère) .
8.2.1 Établissement de SYVAC
SYVAC (jjystems Variability Analysis Cj.ode) est un code stochastique
d'ordinateur pouvant déterminer la variabilité et de l'incertitude dans l'é-
valuation de performance à long terme d'une enceinte d'évacuation (215,216).
On s'est servi de la première version de ce code, SYVAC1, dans les évalua-
- 94 -
tions préliminaires du stockage du combustible irradié dans la roche pluto-
nique (172) et sous les lits marins (217).
Bien que le concept de base du code SYVAC reste inchangé, il en
existe une version modifiée, SYVAC2, issue de sa mise au point ultérieure.
Il comporte plus de 1100 paramètres et détermine les effets possibles de
plus de 60 agents de contamination. SYVAC2 était destiné à modifier SYVAC1
dans une grande mesure to c en mettant l'accent S".r les essais d'assurance
de la qualité et en apporcant d'importantes modifications aux sous-modèles.
On n'a pas atteint entièrement les objectifs quant à l'assurance de la qua-
lité pour l'instant mais on a modifié considérablement les trois sous-modè-
les représentant l'enceinte, la géosphère et la biosphère ,-insi que le sous-
programme de commande d'exécution (33). Parmi les innovations, il y a lieu
de citer la considération des chaînes de désintégration à quatre descen-
dants, des substances chimiquement toxiques, des déchets de recyclage du
combustible sous diverses formes et de la dose par inhalation et irradition
externe.
Sous-modèle de l'enceinte
Le sous-modèle de l'enceinte comporte une description de trois
phénomènes principaux: la rupture des conteneurs, la libération des radio-
nuclides et la migration des radionuclides à travers le tampom.
Le sous-modèle de l'enceinte apparenté à SYVAC1 a supposé que les
conteneurs se rompaient selon une distribution de probabilités normale. Il
a supposé que les radionuclides étaient libérés du combustible irradié par
un mécanisme "de libération instantanée" à court terme et par la dissolution
conforme à long terme de la matrice d'UO^. Il a supposé une migration à
travers le tampon par convection et diffusion. 11 a calculé le temps de
retenue des radionuclides dû à la sorption dans le tampon en posant comme
hypothèse le K (coefficient de distribution de constantes) le plus faibled
pour tous les descendants d'une chaîne de désintégration. Il a ramené les
chaînes de désintégration des actinides à des chaînes à 3 descendants dont
les espèces intermédiaires a vie courte sont supposées être en équilibre
séculaire.
SYVAC2 considère les substances à la fois radiotoxiques et chimi-
quement toxiques et utilise des chaînes à 4 descendants pour approcher de la
désintégration des actinides. En principe, les nouveaux sous-modèles peu-
vent déterminer des chaînes de désintégration de n'importe quelle longueur
mais seules les chaînes à 4 descendants sont utilisées pour réduire le
temps-machine.
On obtient maintenant la fréquence de rupture des conteneurs en
partant de données expérimentales sur la vitesse de corrosion uniforme d'un
conteneur en titane à paroi mince et de la dépendance de la vitesse de cor-
rosion par rapport â la température (218). Certains conteneurs se rompent
en raison de la vitesse de corrosion élevée lors d'une période initiale de
haute température. Les conteneurs résistant à la température transitoire
initiale se corrodent par la suite à une vitesse très faible. Toutefois,
dans l'évaluation actuelle, tous les conteneurs étaient supposés se rompre
par le premier mode de rupture.
SYVAC2 décrit la libération des radionuclides du combustible d'UO2
irradié â l'aide d'un modèle de libération semblable à celui de SYVAC1.
Toutefois, il décrit maintenant la "fraction de libération instantanée" par
une distribution de probabilités au lieu d'une simple valeur et il utilise
une grande variété de valeurs pour la solubilité de la matrice d'UO2
(33,70).
La libération des radionuclides de déchets sous forme de verre est
décrite par deux modèles différents selon le type de verre. Dans le cas du
verre à l'aluminosilicate de sodium, le modèle est semblable à celui utilisé
pour le combustible irradié du point de vue de la conception; il utilise un
paramètre de "fraction de lixiviation" courte et un paramètre de dissolution
conforme longue appelé "solubilité effective du verre" (219). Dans le cas
du verre à borosilicate de sodium, il utilise une "fraction de lixiviation"
courte et un paramètre de vitesse de lixiviation constante courte.
SYVAC2 considère également la libération des radionuclides de
déchets sous d'autres formes, telles que les coques de zircalloy, et sous
- 96 -
des formes spéciales à teneur en carbone et iode (33). Il décrit la migra-
tion des radionuclides à travers le tampon de l'enceinte par une équation
unidimensionnelle en fonction du temps qui comporte les termes du transport
par convection, du transport par diffusion et des isothermes de sorption
linéaire. Pour les conditions aux limites à la partie intermédiaire entre
l'enceinte et la gêosphère, il utilise un coefficient de transfert de masse
tenant compte de l'association de la migration des radionuclides de l'en-
ceinte â la géosphère.
Sous-modële de la géosphëre
Le sous-modèle de la géosphère de SYVAC1 représente la migration
des radionuclides â travers la géosphère par une équation de transport uni-
dimenslonelle comportant les termes de la convection, de la sorption linéai-
re et décroissance radioactive.
L'équation de transport qu'utilise SYVAC2 est semblable à" celle
qu'utilise SYVAC1, sauf qu'il y a en plus un coefficient de dispersion hy-
drodynamique pour tenir compte de la dispersion et diffusion moléculaire.
On suppose ce terme constant pour une vitesse d'eau souterraine et une voie
d'écoulement données. Les valeurs des paramètres du sous-modèle de la géo-
sphère sont choisies à partir de distributions représenttives de trois cou-
ches horizontales. Pour la couche la plus haute, il utilise des données
représentatives de la partie d'une roche pZutonique altérée par l'action des
agents atmosphériques et, pour les couches basses, des données caractéristi-
ques de la roche plutonique profonde. SYVAC2 choisit des valeurs de paramè-
tres pour chaque couche et les utilise pour évaluer les paramètres "effec-
tifs" de toute la géosphère. Le sous-modèle de la géosphère comporte envi-
ron 80 paramètres.
Sous-modêle de la biosphère
Le sous-modèle de biosphère de SYVAC2 est présenté à la Figure 15.
Des chaînes de désintégration d'acttnides à 4 descendants sont utilisées
dans la modélisation de la migration des radionuclides mais les autres
- 97 -
Compartimentair
Géosphère
Equivalent delose externe 1
Equivalentde dosetotale
calculée
Compartimentpuits
FIGURE 15: Schéma du sous-modèle de biosphère de SYVAC2
descendants des chaînes de désintégration sont compris dans le calcul des
doses en appliquant l'approximation de l'équilibre séculaire.
L'ilément transport du sous-modèle de la biosphère calcule les
concentrations de radionuclides dans las compartiments air, sol, lac et
puits. Les compartiments air et puits sont des nouveautés et les comparti-
ments sol et lac des modifications. Par exemple, le compartiment lac com-
prend maintenant les sédiments de fond pouvant sorber les radionuclides. Du
fait de l'accumulation lente et des temps de séjour relativement longs des
radionuclides dans les compartiments sol et lac, les concentrations de ra-
dionuclides dans ceux-ci sont fonction du temps. Les concentrations dans
l'eau de puits sont également fonction du temps et les concentrations dans
le compartiment air sont des valeurs d'état permanent calculées d'après les
concentrations dans le sol dépendantes du temps par l'approche de la charge
de poussière atmosphérique.
On a modifié également le mode de sélection des valeurs de para-
mètres pour la modélisation de la migration des radionuclides dans la bio-
- 98 -
sphère. SYVAC2 chosit d'abord un point générique de la région du nord, du
centre ou du sud située dans la partie ontarienne du bouclier canadien.
Ensuite, il choisit une série de valeurs de paramètres d'après les ditribu-
tions de probabilités pour la région correspondante. Les valeurs de para-
mètres qui diffèrent suivant les diverses régions comprennent les zones de
décharge dans le sol, les zones de décharge dans les lacs, les vitesses
d'ëvaporation et d'évapo-transpiration, les bassins d'alimentation-réception
de lacs, les richesses relatives des types de sol et la probabilité de l'eau
de puits servant de source d'eau potable. L'élément transport du sous-mo-
dèle de la biosphère comporte plus de 230 paramètres.
L'élément dose du sous-modèle de la biosphère peut s'accommoder à
la fois aux substances radiotoxiques et chimiquement toxiques. Dans le cas
des substances chimiquement toxiques, il compare les concentrations maxima-
les calculées aux directives canadiennes relatives à la qualité de l'eau
potable (220). La dose d'irradiation comprend celle par ingestion, par
inhalation et par irradiation externe.
Dans le cas de la dose par ingestion d'aliments, le sous—modèle de
la biosphère emploit une version de LIMCAL, modèle de chaîne alimentaire
basé sur les besoins énergétiques de l'homme (221). Les paramètres compren-
nent les besoins caloriques de l'homme et les apports relatifs des plantes
terrestres, de la viande et du lait, des plantes aquatiques (d'eau douce),
des poissons et invertébrés. Les autres paramètres comprennent les coeffi-
cients de transfert (associant les concentrations de radionuclides dans
divers compartiments aux concentrations de ceux-ci dans les aliments), les
facteurs de conversion de doses (associant leurs concentrations dans les
aliments aux doses), le rendement des plantes, les temps de retenue et les
vitesses de dépôt dans l'air.
Dans le cas de la dose par ingestion d'eau potable, le sous-modèle
suppose que la source d'eau potable est un lac ou un puits d'eau douce. La
fréquence de choix du puits est basée sur des statistiques d'usage de puits
variant d'une région â l'autre du bouclier.
- 99 -
Dans le cas de la dose par inhalation, le sous-modèle considère
l'inhalation du radon (gaz) et des microparticules contenant d'autres radio-
nuclides. Les paramères comprennent la vitesse d'inhalation et les facteurs
de conversion de doses inhalées.
Dans le cas de la dose d'irradiation externe, le sous-modèle con-
sidère les concentrations de radionuclides dans les compartiments air, sol,
puits et lac. La dose que pourrait recevoir l'homme est calculée à l'aide
des rapports taux de dose externe-concentration fournis par le code d'ordi-
nateur EDEFIS (32,203).
L'élément dose du sous-modèle de la biosphère utilise environ 650
paramètres. Il suppose un bon nombre de ceux-ci constants tels que la dose
et les facteurs de conversion du taux de dose. Il décrit les autres par les
distributions de probabilités.
8.2.2 Résultats préliminaires de la deuxième évaluation après fermeture
On a obtenu les résultats préliminaires de la deuxième évaluation
après fermeture d'après 2086 simulations de combustible irradié par SÏVAC2
(33). Les résultats représentés à la Figure 16 sont portés en pourcentage
des valeurs de conséquences (effets) par rapport aux conséquences (dose
maximale à un membre du groupe le plus exposé au rayonnement pendant le pre-
mier million d'années après l'évacuation). Dans la plupart des simulations
(67%), les conséquences étaient nulles (dose inférieure à 10~ l u mSv.a"1).
Sur les 33% restant, environ 32% donnaient des valeurs entre zéro et la dose
de rayonnement ionisant naturel et 1% donnaient des valeurs supérieures à la
dose de rayonnement ionisant naturel. On a obtenu une dose maximale avant
un million d'années dans 7.6% des simulations. Pour les 25% de conséquences
non nulles restant, la dose était plus forte après un million d'années
qu'après tout autre période antérieure et il est probable qu'elle augmentait
encore.
La Figure 17 représente les conséquences par rapport au moment de
manifestation et les radionuclides contribuant pour une grande part à la
3.0-
zc
DOSE NULLK 67.3"
2.5-
2.01
.5-
.0-
£ 0.5-
0.0
10no
DOSE DE RAYONNEMENT.I0NISANT NATURF.L
31.65%
oo
1 . 0 5 %
10' 10'6 10"4
CONSEOl'KNCES (uSva" 1)
10 100
FIGURE 16: Kistogramrae des resultats portes en pourcentage des valeurs de consequences par rapport auxconsequences d'apres 2086 simulations par SYVAC2
100-
> 10 HE
OIK
10-10
129• I (l.ibere instantanement)
1 ?Q• I (Fixe a la matrice)
• •• •
10 000
• D
• * • ' ' . i
• •• +
i
o
I
100 000 000 000MOMENT (a)
FIGURE 17: Moment de manifestation et radionuclides contribuant pour une grande part a la dose
- 102 -
dose à ce moment. Dans la majorité des simulations, le radionuclide qui a
contribué pour une grande part à la dose, était la fraction d'iode 129 libé-
rée instantanément. Dans le reste des simulations, c'était soit l'iode 129
ou le technétium 99 fixé à la matrice. Ils ont été les seuls à contribuer
pour une grande part aux conséquences avant un million d'années car tous les
autres radionuclides, sauf le carbone 14, ont été retardés dans la géo-
sphêre. On n'a observé aucunes conséquences avant 50 000 ans.
Les résultats indiquent que l'ingestion est la voie prédominante
qui conduit à la dose d'irradiation de l'homme et que la contribution par
inhalation et voies externes est relativement faible. Une voie qui a con-
tribué â de fortes conséquences était l'ingestion d'eau de puits. Tous les
scénarios dans lesquels les conséquences étaient supérieures à 0.1 S v a " 1
(c'est-à-dire 10% de la dose de rayonnement ionisant naturel) comportaient
la voie eau de puits bien que bon nombre de ceux-ci qui comportaient cette
même voie n'ont pas conduit à d1 importeintes conséquences. Toutefois, le
modèle de la voie eau de puits est très simpliste et probablement prudent;
il nécessitera des perfectionnements pour les évaluations à venir.
L'enceinte pourrait renfermer des substances chimiquement toxiques
(202). On a éliminé une grande partie de ces substances de la considération
suivante à l'aide de critères éliminatoires tels que les faibles concentra-
tions dans l'enceinte par rapport à l'abondance naturelle, la faible solubi-
lité ou la faible toxicité chimique par rapport à la radiotoxicité. On a
incorporé la modélisation de la migration du reste des substances chimique-
ment toxiques dans l'évaluation. Toutefois, en raison des longs temps de
parcours de l'eau souterraine et des réactions chimiques se produisant dans
la géophère, aucunes des substances chimiquement toxiques n'a atteint la
biosphère au cours des premiers millions d'années.
Les résultats préliminaires obtenus par SYVAC2 montrent que la
géosphère est une excellent barrière de protection et que l'Iode 129 et le
technétium 99 sont les seuls radionuclides contribuant pour une large part
aux conséquences. La contribution à la dose par inhalation et voies exter-
nes est insignifiante ainsi que celle par les substances toxiques. Les
- 103 -
conséquences les plus importantes découlent de l'ingestion d'eau d'un petit
puits profond. Il faudra effectuer d'autres recherches sur le comportement
de l'iode et du technétium et les facteurs pouvant intervenir dans l'inges-
tion de l'ea- de puits.
8.2.3 Application de SYVAC pour les autres évaluations
L'application de SYVAC pour les autres évaluations relatives à
l'enceinte d'évacuation permet de mettre au point ce programme d'ordinateur
et de mesurer sa validité. On a ainsi entrepris les évaluations préliminai-
res de trois situations d'enceinte d'évacuation de déchets différentes à
l'aide des versions modifiées du code SYVAC1 (33).
On a effectué la première évaluation dans le cadre de la partici-
pation canadienne aux travaux du Groupe de travail sur les lits marins de
l'OCDE/AEN (223). Le but était de démontrer une technique d'exécution d'une
évaluation probabiliste de l'évacuation des déchets de recyclage vitrifiés
dans les sédiments profonds des océans. La deuxième évaluation était une
évaluation préliminaire de l'évacuation de déchets de réacteurs à niveau
radioactif moyer. immmobilisés dans ie bitume et stockés dans une enceinte en
roche plutonique. La troisième évaluation portait sur l'évacuation de dé-
chets vitrifiés pouvant provenir de la co-décontamination du combustible
irradié.
Évacuation sous les lits marins
Le modale d'évacuation sous les lits marins représente l'enceinte
par une construction à un seul niveau où les conteneurs de déchets sont
stockés dans les sédiments des lits marins (217). Dans le cas des déchets
vitrifiés, il a supposé un mécanisme de dissolution collective et un éven-
tail de vitesses de dissolution basé sur la perte de poids mesurée à partir
des déchets vitrifés. Il a supposé les vitesses de dissolution constantes
pendant toutes la période de. dissolution. Il a supposé que les conteneurs
se rompaient suivant une distribution de probabilités normale, comme SYVAC1.
On y a adapté le modèle de migration des radionuclides à travers le tampon
- 104 -
utilisé dans SYVAC1 pour décrire la migration à travers les sédiments des
lits marins.
Dans le système d'évacuation sous les lits marins, il n'y a pas
d'analalogue de la géosphère; on a supposé que les radlonuclides pénétraient
dans la biosphère marine directement à partir des sédiments du lit marin.
On a modélisé la biospère en la considérant comme un océan à un seul compar-
timent et on a supposé que les radionuclides se rëpartissaient instantané-
ment et uniformément dans tout le bassin de l'océan et étaient par la suite
éliminés par la sédimentation irréversible. On a calculé les doses indivi-
duelles â l'aide des rapports dose-concentration pour les chaînes alimentai-
res marines.
Des travaux sont en cours au sein du Groupe de travail sur les
lits marins de l'OCDE/AEN pour améliorer le modèle et obtenir de meilleures
données d'entrée. La prochaine évaluation des lits mari:is sera basée sur
les résultats d'une étude de la plaine abyssale de Nares de l'Océan Atlanti-
que Nord.
Evacuation des déchets bitumés
On a fait une évaluation de l'évacuation des déchets à niveau
radioactif moyen contenant du carbone 14 et certains produits de fission.
On a supposé que les déchets étaient des déchets de réacteurs bitumés sous
forme de blocs rectangulaires renfermés dans des coques de béton revêtues
d'acier galvanisé. On a supposé que ces blocs seraient disposés en pilea de
six dans le sens de la hauteur et de six dans le sens de la largeur et en-
tourés d'un tampon de 1 « d'épaisseur (224).
On a supposé que l'eau souterraine de l'enceinte traversait la
gaine d'acier et la coque de béton et extrayait par lixiviatlon les radionu-
clides. On a modifié" la fonction de rupture des conteneurs de SYVAC1 pour y
inclure un temps de retard de pénétration du béton par l'eau souterraine.
On a supposé que toute fissure dans le béton se remplirait de tampon et on a
ainsi augmenté le parcours de migration des radionuclides à travers le
- 105 -
tampon de l'épaisseur de la coque de béton. On a supposé que les radionu-
clides migraient â travers le tampon par diffusion et étaient retardés par
sorption. Les sous-modèles de la géosphère et biosphère étaient les mêmes
que ceux de SYVAC1.
La nouveauté dans l'évaluation des déchets bitumés était l'incor-
poration du carbone 14 à l'inventaire des déchets. Étant donné que le car-
bone 14 ne semble pas sorber sur le granite (225), il a contribué pour uuc.
grande part à la dose dans l'évaluation.
Évacuation des déchets vitrifiés
Dans la troisième évaluation, on a considéré l'évaluation des
déchets vitrifiés à partir de la co-décontamination du combustible irradié
(c'est-à-dire l'élimination commune du plutonium et de l'uranium). On a
supposé que tous les actinides étaient éliminés lors de la co-dêcontamina-
tion et qu'il restait surtout des produits de fission à immobiliser dans le
verre et à évacuer dans une enceinte en roche plutonique.
On s'est servi, tel qu'il était, du code modifié SYVAC1 dont on
s'était déjà servi pour évaluer les déchets bitumés. Comme le technétium
99, radionuclide prédominant dans les déchets est supposé ne pas sorber dans
la géosphère dans des conditions d'oxydation, les résultats ont montré qu'il
contribuait pour une large part à la dose. Lorsqu'on a supposé la sorption
du technétiura 99 (par exemple, dans des conditions de réduction), le sélé-
nium est devenu le iradionuclide contribuant pour une large part à la dose).
8.2.4 Assurance de la qualité du logiciel de SYVAC
L'évaluation des conséquences de l'évacuation des déchets de com-
bustible nucléaire pour l'homme et l'environnement nécessite la compréhen-
sion du comportement d'un système naturel dans les milliers d'années à
venir. Bien qu'il ne soit pas possible de vérifier les prévisions au cours
de notre vie, les techniques employées pour établir ces prévisions doivent
être soumises à l'assurance de la qualité. Il faut, en particulier, conce-
- 106 -
voir et créer les codes d'ordinateurs servant aux évaluations de telle façon
qu'on soit sûr qu'ils sont appropriés et exacts.
On a d'abord établi SYVAC2 à l'aide de techniques analytiques et
conceptuelles structurées, le but étant d'incorporer sans réserve l'assuran-
ce de la qualité lors de sa mise au point (33). Toutefois, on a constaté
que l'appplication stricte de ces techniques ralentissait beaucoup l'avance-
ment de sa mise au point. Donc, on a établi SYVAC2 par la méthode "classi-
que" en y incorporant les perfectionnements et nouvelles données produites
depuis la première évaluation. Pour démontrer la méthode, on a établi un
code auxiliaire , ANSENS, pour l'analyse de sensibilité, à l'aide des tech-
niques analytiques et conceptuelles citées ci-dessus. On évalue actuelle-
ment l'expérience acquise pour établir les procédures d'assurance de la
qualité qui serviront pour la phase de mise au point suivante de SYVAC.
8.2.5 Analyse de sensibilité
Les méthodes d'évaluation sont maintenant bien établies et on
porte un intérêt de plus en plus grand à l'analyse de sensibilité (33).
L'analyse de sensibilité démontre les effets de la variation des valeurs des
paramètres d'entrée sur les valeurs des conséquences provenant de SYVAC. Le
code d'ordinateur ANSENS facilite l'analyse de sensibilité en identifiant et
évaluant les corrélations entre les valeurs des paramètres d'entrée et les
valeurs des conséquences importantes. ANSENS est au stade de la dernière
mise au point et est en cours de vérification pour voir si on peut l'appli-
quer aux résultats provenant de la deuxième évaluation.
9. RÉSUMÉ ET CONCLUSIONS
Le programme de recherche et de mise au point de techniques de
gestion et d'évacuation des déchets de combustible nucléaire en toute sécu-
rité est bien établi. L'Énergie Atomique du Canada, Limitée, une compagnie
de la Couronne, est chargée des parties immobilisation et évacuation du
- 107 -
programme, tandis que l'Ontario Hydro, une compagnie d'électricité apparte-
nant à la province, est chargée du stockage et du transport du combustible
irradié. Afin d'assurer qu'il y aura des compétences suffisantes dans
toutes les activités scientifiques et techniques, l'EACL a encouragé active-
ment la participation de la communauté technique du Canada. Plusieurs mi-
nistères et organismes gouvernementaux travaillent en étroite collaboration
avec l'ÉACL dans le cadre de ce programme et l'industrie privée et des con-
sultants y participent également. En outre, des membres de facultés de
plusieurs universités canadiennes détiennent des contrats de recherche cou-
vrant une grande variété de sujets.
Le gouvernement fédéral fournit les fonds pour les parties immo-
bilisation et évacuation du programme de recherche et de mise au point qu'il
continue de soutenir et à qui il continue d'apporter l'appui nécessaire. Le
gouvernement a approuvé lors de la phase d'évaluation du concept (1981 â
1990) un budget annuel :aoyen d'environ 29 millions de dollars (dollars de
1981) pour la recherche et la mise au point génériques. L'Ontario Hydro, en
plus de diriger et de fournir les fonds pour les parties stockage et trans-
port du programme, a affecté un supplément de 2 millions de dollars en 1983
à l'aide technique dans les parties immobilisation et évacuation du pro-
gramme-
Un Comité technique consultatif indépendant, créé en 1979, assure
l'examen scientifique continu du programme. Le Comité conseille l'ÉACL
quand à l'étendue et la qualité du programme et en fait l'interprétation et
l'évaluation à l'intention de la communauté scientifique et technique et du
grand public. Quatre rapports annuels publiés par le Comité sont à la dis-
position du public.
L'examen du concept d'évacuation souterraine à grande profondeur,
quand à la réglementation et à l'environnement, lequel est prévu pour la fin
des années 1980, tiendra compte des commentaires formulés par les différents
ministères gouvernementaux, les universités, les groupes d'intérêts spé-
ciaux, le grand public et le Comité consultatif technique. Ces commentaires
aideront la CCEA à s'acquitter de son obligation qui est d'assurer que le
concept d'évacuation a fait l'objet d'un examen approfondi.
- 108 -
On continue le stockage sör et économique du combustible CANDU
irradié dans les piscines remplies d'tiu aménagées dans les centrales nuclé-
aires. L'expérience avec le stockage â sec et dans l'eau depuis les 20
dernières années indique que le combustible CANDU peut être stocké sans
détérioration importante pendant au moins 50 ans On a évalué des choix de
stockage à sec à long terme du combustible irradié pour le cas où la con-
struction d'une installation d'évacuation permanente serait retardée consi-
dérablement. Le stockage dans des enceintes en béton ou dans des conteneurs
en béton à refroidissement passif semble être prometteur.
L'Ontario Hydro a choisi pour le transport du combustible irradié
un type de château de transport rectangulaire â charge utile de 192 grappes
à évaluer en détail. Les évaluations économiques et techniques des conte-
neurs en béton destinés au stockage à sec intégré, au transport et à l'éva-
cuation possible du combustible irradié ont offert d'assez grands espoirs
pour justifier une étude et une évaluation plus en détail.
On a continué les travaux de recherche et mise au point sur l'im-
mobilisation des déchets de combustible nucléaire en mettant au point les
éléments artificiels du système d'évacuation, c'est-à-dire les déchets sous
formes durables, les conteneurs de déchets, le remblai et les barrières de
scellement. Au cours de l'année, on a achevé et mis en service l'installa-
tion d'essais hydrostatiques. On s'en sert pour éprouver les conteneurs aux
températures et pressions prévues dans une enceinte d'évacuation. On a
éprouvé avec succès un conteneur â mi-échelle en acier inoxydable â matrice
en plomb. D'autres études portent en particulier sur la corrosion possible
des matériaux constituant le conteneur avec et sans champ de rayonnement.
Si, dans l'avenir, on décide de recycler le combustible irradié
provenant des réacteurs CANDU, on séparerait les éléments de grand intérêt
(tels que le plutonium) du combustible et les déchets qui resteraient se-
raient immobilisés sous diverses formes. On a réalisé la construction de
l'Installation d'essai du procédé d'immobilisation des déchets, conçue pour
produire 10 kgh"1 de verre de borosilicate de sodium, une forme possible
pour l'immobilisation des déchets à haut niveau radioactif. On a mis au
- 109 -
point un procédé pour traiter les déchets alcalins à niveau moyen de l'In-
stallation d'essai de retraitement du combustible de thorium et produire une
forme de verre céramique pour les déchets. On a mis au point un procédé
photochimique pour éliminer l'iode de l'air et qui peut être appliqué â
grande échelle dans l'industrie.
Des progrès ont été réalisés dans la mise au point des matériaux
tampons qui entoureraient le conteneur de déchets dans une enceinte d'éva-
cuation et d'autres barrières de protection qui en fermeraient les ouver-
tures artificielles pour les isoler de la surface: il s'agit du remblai,
des bouchons et des mortiers de scellement du puits et des sondages. Les
bentonites semblent convenir comme tampon; celles—ci ou les autres argiles
offrent des espoirs comme matériaux de remblayage.
On a effectué les recherches géoscientifiques sur le terrain dans
les zones de recherche de Whiteshell, Chalk River, East Bull Lake et Atiko-
kan. On a choisi la zone de recherche d'Atikokan comme siège d'une grande
étude régionale des systèmes d'écoulement à effectuer pendant les huit pro-
chaines années. Cette étude nous permettra de mieux comprendre les systèmes
d'écoulement d'eau souterraine du bouclier canadien. Les résultats obtenus
dans la zone de recherche d'East Bull Lake ont montré les possibilités de
prédiction des levés géophysiques terrestres et par avion, par exemple dans
la détermination de l'épaisseur des plutons et de l'existence des failles
principales. Dans la zone de recherche de Chalk River, l'emploi des tra-
ceurs radioactifs pour déterminer les fractures conductrices s'est amplifié;
ceux-ci sont â la fois réactifs et non réactifs.
Le Laboratoire de recherche souterrain en cours de construction
dans la zone de recherche de Whiteshell constitue la partie principale du
programme de recherches géoscientifiques. Il donnera l'occasion de perfec-
tionner et d'éprouver des techniques géoscientifiques et d'évaluer la possi-
bilité de réalisation de l'évacuation géologique. On a établi un réseau de
sondages munis d'instruments pour obtenir des renseignements sur les condi-
tions hydrogëologiques avant construction et mesurer les variations produi-
tes par l'excavation. Plusieurs équipes de modéliseurs se serviront de ces
- 110 -
renseignements lors de la modélisation des systèmes hydrogéologiques locaux
et régionaux.
On a entrepris l'étude technique d'une enceinte à plusieurs ni-
veaux pour la comparer â une enceinte à un seul niveau. L'étude montre
qu'une enceinte à plusieurs niveaux coûte plus cher qu'une enceinte à un
seul niveau pour l'évacuation du combustible irradié sans réduction de la
surface prévue. Donc, on ne recommande pas une enceinte à plusieurs niveaux
pour le combustible irradié. Toutefois, les concepts à un seul niveau et â
plusieurs niveaux semblent être acceptables pour les déchets de recyclage du
combustible.
Les essais statiques et dynamiques sur l'adsorption des radionu-
clides sur la roche fournissent des renseignements sur le degré et la vites-
se de ralentissement de ceux-ci lorsqu'ils migrent à travers la géosphère.
On établit des modèles décrivant les processus de sorption et on s'est servi
d'un modèle comportant trois types de points de sorption pour décrire la
sorption et la désorption d'un certain nombre de nuclides sur le granite de
Lac du Bonnet.
Les recherches sur l'environnement donnent des renseignements sur
le comportement des radionuclides dans l'environnement de surface. On per-
fectionne des techniques de localisation des zones de décharge d'eau souter-
raine et on mesure les propriétés des décharges. On étudie l'absorption par
les plantes et animaux des radionuclides du fait que ces derniers sont des
voies principales dans leur transfert à l'homme. L'ingestion de terre par
le bétail semble être une voie importante dans le transfert des radionucli-
des par les chaînes alimentaires. On emplolt un code d'ordinateur, EDIFIS,
pour évaluer les doses d'irradiation externes à l'homme provenant de sources
radioactives en suspension dans l'air et l'eau.
L'évaluation de l'environnement et de la sûreté est l'évaluation
des effets du stockage, du transport, de l'immobilisation et de l'évacuation
des déchets de combustible nucléaire sur l'homme et l'environnement. En ce
qui concerne le transport du combustible irradié, les résultats indiquent
- Ill -
que les doses d'irradiation à l'homme seraient faibles quel que soit le mode
de transport. En ce qui concerne l'exploitation d'une installation d'éva-
cuation, on estime que les doses individuelles provenant des émissions dans
l'air sont très faibles par rapport aux niveaux de rayonnement ionisant
naturel tandis que celles provenant des émissions dan l'eau peuvent varier
(de valeurs négligeables à 75 pour cent du niveau de rayonnement ionisant
naturel) selon la capacité de dilution de la nappe ou du cours d'eau. Tou-
tes les valeurs de dose sont dans les limites réglementaires prescrites pour
les émissions dans l'air et l'eau.
On a établi une nouvelle version du code d'ordinateur SYVAC, appe-
lée SYVAC2, pour mieux évaluer les effets à long terme possibles d'une en-
ceinte d'évacuation après qu'elle aura été scellée et que l'environnement de
surface aura été rétabli. Dans SYVAC2, on a modifié considérablement les
trois sous-modèles représentant l'enceinte, la géosphère et la biosphère.
On a obtenu les résultats préliminaires de la deuxèmes évaluation après
fermeture à partir de 2086 simulations par SYVAC2. Dans la plupart des
simulations (67%), les conséquences (dose maximale à un membre du groupe le
plus exposé dans le premier millions d'années après l'évacuation étaient
nulles. Sur les 33% restant, environ 32% donnaient des valeurs entre zéro
et la dose de rayonnement ionisant naturel et 1% donnaient des valeurs supé-
rieures à la dose de rayonnement ionisant naturel. L'ingestion est la voie
prédominante conduisant à la dose d'irradiation à l'homme; l'inhalation et
les voies extérieures contribuent pour une partie relativement petite. Tous
les sénario â grandes conséquences comportaient l'ingestion de l'eau d'un
petit puits profond bien que nombreux scénarios comportant la voie eau de
puits n'ont pas donné de conséquences importantes. On perfectionnera le
scénario â voie eau de puits pour les futures évaluations.
- 112 -
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22^, LJ.W. Csullog, "Specifications for a Preliminary Post-Closure SafetyAssessment for the Disposal of Intermediate-Level CANDU ReactorWastes," Atomic Energy of Canada Technical Record*, TR-308 (en prepara-tion).
225. B. Allard, B. Torstenfelt and K. Andersson, "Sorption Behaviour of 14Cin Groundwater/Rock and in Groundwater/Concrete Environments," NationalCouncil for Radioactive Waste, Report PRAV-4-27, Stockholm, Sweden,1981.
Les rapports techniques sont des rapports non confidentiels et nonpublles mis a la disposition du public en les demandant a SDDO,L'finergie Atomique du Canada, Limitee, Chalk River, Ontario KOJ 1J0.
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ANNEXE A
Déclaration de l'honorable Marc Lalonde, ministre fédéral,Énergie, Mines et Ressources et de l'honorable Robert Welch,
ministre de l'Énergie de l'Ontario, du 4 août 1981.
DÉCLARATION COMMUNE DES GOUVERNEMENTS DU CANADA ET DE L'ONTARIOSUR LE PROGRAMME DE GESTION DES DËCHETS DE COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE
Le programme de gestion des déchets de combustible nucléaire des gou-vernements du Canada et de l'Ontario a continué à progresser depuis qu'il adébuté en juin 1978. Au cours des dix ans à venir, le programme prouveraque le concept d'évacuation géologique â grande profondeur dans des forma-tions rocheuses stables est une méthode parfaitement acceptable pour évacuerde façon permanente les déchets hautement: radioacti*^ résultant du cycle decombustible nucléaire.
Aux termes de l'accord, Ontario Hydro est chargée des travaux relatifsau stockage et au transport du combustible nucléaire irradié et l'ÉnergieAtomique du Canada, Limitée est chargée des travaux relatifs à l'immobilisa-tion et l'évacuation des déchets.
Nous annonçons aujourd'hui le processus selon lequel se fera l'accepta-tion du concept d'évacuation et certaines modifications à la participationdirecte du public à la phase de recherches actuelle. Ces modifications ré-sultent de la décision qu'a prise le gouvernement de ne pas choisir un sited'évacuation avant que le concept ait été accepté. De ce fait, l'attribu-tion des responsabilités en ce qui concerne le choix d'un site d'évacuationet l'exploitation subséquente peuvent être reportés jusqu'après l'accepta-tion du concept. Le gouvernement fédéral conserve l'entière responsabilitéen ce qui concerne le contrôle et la réglementation des matières nucléaires,conformément aux termes de la Loi de 1946 sur le contrôle de l'énergie ato-mique.
Des déclarations ultérieures préciseront les étapes futures du program-me d'ensemble, bien avant leur mise en oeuvre.
PROGRES DE LA RECHERCHE POUR L'EVALUATION DU CONCEPT
Ces importants travaux de recherche et développement ont pour but d'ob-tenir les données scientifiques nécessaires pour l'évaluation du conceptd'évacuation géologique â grande profondeur. On présentera les preuvesscientifiques dans une série de documents intitulés "Évaluation du concept"et établis sous la direction de l'Énergie Atomique du Canada, Limitée(EACL). On a effectué une importante partie de ce programme de recherche etdéveloppement, à savoir des recherches en géologie et en hydrogéologie surdes roches ignées dures du bouclier canadien, dar./ "-OIF zones de recherchegranitiques en Ontario (White Lake, Chalk Rivor e>- Atjiiucan) et dans unezone au Manitoba (Whiteshell).
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II s'agit de travaux de recherche génériques qui n'entraîuent pas l'é-vacuation de matières radioa tives et ne représentent aucunement l'intentiond'utiliser les sites de recherches comme sites éventuels d'évacuation desdéchets de combustible nucléaire.
On a largement diffusé, dans les deux premiers rapports annuels duprogramme publiés en décembre 1979 et 1980, les premiers résultats de cestravaux sur le terrain, de même que ceux des travaux effectués dans leslaboratoires de l'EACL et par un grand nombre de consultants et de contrac-tants de l'industrie privée et des universités.
Le Comité consultatif technique indépendant, composé de représentantsde plusieurs associations professionnelles et universitaires, a égalementévalué le programme. Ce Comité a publié ses rapports annuels en mai 1980 et1981.
Bien que l'analyse des résultats de recherche ne puisse être, pour lemoment, que préliminaire, les conclusions de ces quatre rapports confirmentque les déchets de combustible nucléaire peuvent être évacués en toute sûre-té en les enfouissant profondément dans des formations de roche dure gêolo-giquement stables.
Laboratoire de recherche souterrain
Ces derniers mois, l'approbation par le gouvernement fédéral de laconstruction d'un laboratoire souterrain à proximité des laboratoires del'EACL à Whiteshell, Pinawa, Manitoba, a été une importante contribution auProgramme de gestion de.' déchets de combustible nucléaire. Ce laboratoiresouterrain, qui doit être achevé au milieu des années 80, permettra d'effec-tuer une grande variété de mesures et d'essais à environ 300 mètres de pro-fondeur dans une formation de roche granitique.
On n'utilisera aucun déchet de combustible nucléaire dans cette instal-lation. Toutefois, les travaux permettront d'obtenir de nombreuses donnéessur les propriétés thermiques de la roche et des mesures de l'écoulement del'eau souterraine dans la formation granitique massive où sera situé lelaboratoire souterrain. On pourra également y effectuer des essais d'inter-action chimique et thermique des divers éléments conçus et du système natu-rel et éprouvrr diverses méthodes de scellement de puits.
PROCESSUS D'ÉVALUATION
Dès le début du programme, on avait l'intention de soumettre les résul-tats des travaux de recherche de l'EACL à l'examen du public et des organis-mes compétents. Au milieu des années 80, on disposera d'assez de donnéessur le progranme de recherche pour commencer l'évaluation officielle duconcept d'évacuation.
Les deux gouvernements sont tombés d'accord sur la portée de ce proces-sus d'évaluation, les rôles et responsabilités de leurs organismes respec-tifs et les moyens par lequels le public pourrait y participer. On trouveraen annexe â la présente déclaration une ébauche du processus d'Évaluation duconcept sur lequel les deux gouvernements sont tombés d'accord.
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En résumé, le processus d'évaluation comprendra les trois étapessuivantes:
1. un examen de l'environnement et des règlements,2. un débat public et3. une décision par les gouvernements quant â l'acceptabilité du con-
cept d'après les données et les recommandations découlant desphases 1 et 2.
Examen du point de vue des règlements et de l'environnement
Le gouvernement fédéral a décidé que la Commission de contrôle de l'é-nergie atomique sera l'organisme directeur en ce qui concerne l'examen duconcept d'évaluation du point de vue des règlements et de l'environnement;les ministères fédéral et provincial de l'environnement collaborent avec laCCEA à l'établissement des normes, des conditions requises et d'autres rè-glements. Ces trois organismes constituent le Comité d'examen interorganis-mes; ils adopteront une politique consultative et itérative vis à vis detous les participants, y compris les autres gouvernements et ministèresintéressés, l'Énergie Atomique du Canada, Limitée, le Comité technique con-sultatif d'experts indépendants, les universités, les groupes d'intérêtspublics et le public en général.
A ce stade du programme, la Commission de contrôle de l'énergie atomi-que sera chargée d'assurer que le concept d'évacuation proposé par l'ÉnergieAtomique du Canada, Limitée soit étudié à fond.
Dans les phases suivantes du programme, la Commission de contrôle ré-glementera les projets de décrets de combustible nucléaire en accordant lespermis de la même façon que pour les réacteurs nucléaires et autres projetsétant de son ressort.
Débat public
Une fois que l'examen du point de vue des règlements sera achevé, pro-bablement à la fin des années 80, il y aura un débat public général sous lesauspices du gouvernement fédéral pour assurer ainsi la participation dupublic tout au long du processus.
Décision du gouvernement
Après le débat public, trois options se présenteront aux gouvernementsengagés :
1. Acceptation du concept. La confirmation par les gouvernements duCanada et de l'Ontario serait alors une condition préalable pourchoisir le site d'une installation d'évacuation de déchets.
2. Acceptation conditionnelle du concept. Celle-ci obligerait l'EACLà effectuer d'autres travaux de ••'.erche et à soumettre â nouveauun document pour acceptation défin• t ive du concept.
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Rejet du concept. Dans ce cas, les gouvernements du Canada et del'Ontario devraient étudier d'autres possibilités.
RECHERCHE SUR LE TERRAIN
En ce qui concerne le programme de recherche lui-même, l'EACL et leComité technique consultatif ont étudié l'été dernier les besoins du pro-gramme. Ils ont conclu qu'il faudrait procéder à des forages de recherchedans deux autres zones, dans la roche de type gabbroïque, en plus des zonesde recherche dans la roche granitique déjà étudiées, afin d'obtenir desdonnées suffisantes sur diverses propriétés de la roche pour permettre àl'EACL d'évaluer convenablement le concept d'évacuation.
Sur cette base, les deux gouvernements ont autorisé des travaux d'ex-ploration supplémentaires consistant en levés aériens et terrestres de cinqzones de forage de recherche possibles dans le nord de l'Ontario. L'EACL aannoncé ces travaux le 2 octobre 1980.
Zones de forage de recherche
Au cours de l'hiver, les géologues et scientifiques participant auprogramme ont évalué les résultats de ces travaux d'exploration. On a sé-lectionné deux zones de recherche sur la base de leurs caractéristiquesgéologiques appropriées et les gouvernements du Canada et de l'Ontario lesont approuvé comme zones de recherche pour les besoins du Programme de ges-tion des déchets de combustible nucléaire. Ces zones sont:
a. East Bull Lake, à 35i kilomètres à l'est d'Elliot Lake, dans larégion d'Algoma et
b. Overflow Bay/Denmark Lake, à 75 kilomètres au sud—est de Kenora.
En annonçant ces travaux de recherche supplémentaires, l'EACL, en tantqu'organisme directeur du projet, a été chargée de collaborer avec les muni-cipalités voisines, les groupes repré-.entan;; les collectivités locales et legrand public afin de leur fournir tous renseignements quels qu'ils soientqui pourraient lui être demandés au sujet du programme de recherche dansleur région.
Les deux gouvernements Insistent sur le fait qu'il s'agit uniquement detravaux de recherche nécessaires pour l'évaluation générique du concept debase et que ces travaux ne se rapportent pas au choix d'un site pour uneinstallation d'évacuation, choix qui ne se fera qu'après acceptation du con-cept par les gouvernements et organismes de réglementation.
Études générales sur le terrain
En outre, les travaux courants effectués sur le terrain tels que laraise en place de sismomètres, le prélèvement d'échantillons de roche etd'eau et les levés géologiques en diverses parties du bouclier canadien,continuent d'être nécessaires pour le programme de recherche. Ces étudesgénérales sur le terrain n'exigent aucun forage à grande profondeur et sontles mêmes que celles qui font partie de centaines de programmes d'explora-
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tion géophysique réalisés partout au Canada. Les gouvernements du Canada etde l'Ontario ont approuvé l'exécution de ces études générales sans qu'ilsoit besoin d'avoir l'accord des collectivités locales.
L'Énergie Atomique du Canada, Limitée, en tant qu'organisme directeurde la phase de recherche du Programme de gestion des déchets de combustiblenucléaire, continuera à informer le public de l'avancement des travaux et àrépondre â toute question relative au programme de recherche.
STOCKAGE INTÉRIMAIRE
Jusqu'à ce qu'une décision soit prise au sujet d'une méthode d'évacua-tion à long terme, on continuera à stocker les déchets de combustible, entoute sécurité, aux sites de réacteurs; il n'est donc pas nécessaire deconstruire une installation d'évacuation opérationnelle dans un avenir immé-diat. Le processus d'évaluation du concept permettra de disposer de délaissuffisants pour que le public puisse prendre pleinement connaissance duconcept d'évacuation.
ON PEUT CONTACTER, POUR DE PLUS AMPLES RENSEIGNEMENTS SUR:
Le processus d'évaluation du concept:
Bureau d'information publique
Commission de contrôle de l'énergie atomique270 rue AlbertC.P. 1046OTTAWA, OntarioKIP 5S9Téléphone: (613) 995-5894
Le développement des recherches, le programme de gestion des déchets decombustible nucléaire:
L'Énergie Atomique du Canada, LimitéeSociété de recherche275 rue SlaterOTTAWA, OntarioK1A 0S4Téléphone: (613) 236-6444
L'Énergie Atomique du Canada, LimitéeDépartement des relations publiquesÉtablissement de recherches nucléaires de WhiteshellPINAWA, ManitobaROE 1L0Téléphone: (204) 753-2311
Dans le nord de l'Ontario et l'ouest du Canada, on peut téléphoner (sansfrais) en composant ZE-07444.
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Pièce jointe à l'annexe A
Programme de gestion des déchets de combustible nucléaire desgouvernements du Canada et d-; l'Ontario
Processus d'évaluation du concept
Préambule: Les déchets de combustible épuisé provenant des réacteurs ëlec-tronucléaires du Canada sont actuellement stockés sous eau, dans les pisci-nes de stockage des centrales nucléaires. Ceci permet de stocker les dé-chets de façon sûre, économique et fiable pendant au moins 50 ans. Par lasuite, on devra évacuer les déchets de combustible épuisé de façon sûre etpermanente.
En vertu de l'accord des gouvernements du Canada et de l'Ontario de juin1978 sur la gestion des déchets radioactifs de combustible épuisé, l'OntarioHydro est chargée des recherches sur le stockage et le transport et l'Éner-gie Atomique du Canada, Limitée est chargée des recherches sur l'immobilisa-tion et l'évacuation permanente des déchets de combustible épuisé dans desformations de roche stables.
Le présent document Jéfinit le processus suivant lequel le gouvernementévaluera le concept d'évacuation géologique présenté par l'EACL; l'évalua-tion doit se terminer vers la fin de 1990.
La Commission de contrôle de l'énergie atomique (CCEA) sera l'organismedirecteur de ce programme d'évaluation du concept; elle jouera ce rôle parles pouvoirs qu'elle détient en vertu de la Loi sur le contrôle de l'énergieatomique. Le ministère de l'Environnement Canada et le ministère de l'envi-ronnement de l'Ontario collaboreront avec la CCEA pour établir les condi-tions â respecter et autres règlements. Ces organismes constituent le Comi-té d'étude interorganismes (CEI). Les gouvernements provinciaux intéressésseront informés et consultés au fur et à mesure du déroulement de ce proces-sus.
Une fois le concept d'évacuation accepté, les demandes de permis pour lesdiverses phases, lesquels sont exigés par la Loi et les Règlements sur lecontrôle de l'énergie atomique, seront présentées à la CCEA. Il est proba-ble qu'un dépôt de démonstration sera construit puis exploité pendant quel-ques années avant qu'une installation d'évacuation des déchets de combus-tible épuisé soit construite et exploitée à l'échelle industrielle. Laprovince où cette enceinte serait construite veillerait à ce que soientrespectés les règlements provinciaux classiques en vigueur en ce qui con-cerne la santé, la sûreté et l'environnement.
La diffusion du présent document est la première phase du processus. D'au-tres documents suivront; ils seront établis et diffusés selon les phasesdécrites ci-après:
1. Annonce publique: Annonce, par les gouvernements du Canada et de l'On-tario, du processus général qui sera mis en oeuvre lors de la phased'évaluation du concept du programme de gestion des déchets.
- 136 -
2. Publication de ia declaration inltlale sur 1'etude et 1'evaluationrgglementaires du concept d'evacuation: Publication par la CCEA d'unedeclaration concernant 1"etude et 1'Evaluation reglementaires du con-cept d'evacuation pour soumlssion a 1'examen et aux comraentaires dupublic. Cette declaration comportera des conditions quant au contenudes documents soumls par 1'EACL et des conditions operatoires quant auxeffets a long terme d'un depot scellS sur la biosphSre. PublicationsimultanSe, par les trois organismes constituant le CEI, d'une explica-tion de la nature consultative commune de l'examen reglementaire.
3. Soumission du document devaluation interlmaire du concept: Soumis-sion, pour examen et commentaires, par l'EACL aux membres du CEI, auxgroupes intSressSs, aux bibliotheques publiques et aux bureaux gouver—nementaux de tout le Canada du Document d'evaluation interimaire duconcept qui comprendra une evaluation de l'environnement et de lasurete.
4. Publication de la declaration finale sur l'etude et l'evaluation regle-mentaires du concept d'evacuation: Publication par la CCEA de ia de-claration finale sur l'etude et l'evaluation reglementalres du conceptd'evacuation. Ce document formera la base sur laquelle on decldera siou non le concept propose est acceptable.
5. Publication des documents mis a jour d'evaluation du concept: Docu-ments mis a jour devaluation du concept publies par l'EACL de temps aautre et comprenant des nouveaux rSsultats de recherches-
6. Soumission officielle, a 1'acceptation, du document devaluation duconcept: Soumlsslon officielle par l'EACL du document devaluation duconcept, a 1'acceptation de la CCEA. Ceci ne se produira vraisembla-bleraent que plusieurs annees apres le debut du processus. Ce documentsera egalement soumis aux raembres du CEI, aux groupes interesses, auxbibliotheques publiques et aux bureaux gouvernementaux de tout leCanada.
7. Etude du document d'evaluaticn du concept: Annonce par la CCEA de lareception des documents soumis et des dispositions particulieres et duprogramme d'etude reglementaires, dont la consultation publique aumoyen de debats publics sous les auspices du gouvernement fSderal. CJnrapport du CEI sur le document devaluation du concept sera mis a ladisposition du public avant les debats.
8. Rapport sur les recommandations resultant des debats publics: Soumis—slon par l'organisme responsable, a la CCEA, des recommandations resul-tant des dSbats publics et mises a la disposition du public.
9. Declaration sur l'acceptabilite ou la non acceptabilite du concept:Publication d'une declaration de la CCEA sur l'acceptabilite, l'accep-tabilite conditionnelle ou la non acceptabilite du concept.
10. Acceptation du concept: Si le concept est accepte, les gouvernementsdu Canada et de I1Ontario peuvent accepter le document devaluation duconcept. L'acceptation est la condition prealable du choix du sited'une installation d'Svacuation des dechets.
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En cas d'acceptabilite conditionnelle, l'EACL se livrera 3 des recher-ches complementaires avant de soumettre a nouveau le document d1evalua-tion finale du concept.
En cas de non acceptability, les gouvernements du Canada et de l'Onta-rio devront etudier d'autres possibilites.
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ANNEXE B
MEMBRES DU COMITÉ TECHNIQUE CONSULTATIFET SOCIETES AYANT PROPOSE LEUR CANDIDATURE
L.W. Shemilt, B.A.Sc, M.Se, Ph.D.PrésidentProfesseur de génie chimiqueUniversité McMaster(Institut d'Ingénierie du Canada)
+D.T. Canvin, B.S.A., M.Se, Ph.D.Professeur et directeur du département de biologieUniversité Queen(Conseil biologique du Canada)
John Convey, B.Sc, M.Se, Ph.D., D.Sc.Vice-présidentAncien conseiller principal auprès du gouvernement canadien enexploitation minière et métallurgie(Institut canadien d'exploitation minière et de métallurgie)
@W.E. Harris, B.Se, M.Se Ph.D., FRSCAncien directeur du département de chimieUniversité de l'Alberta(Institut chimique du Canada)
*R.H. Haynes, B.Se, Ph.D.Professeur de biologieUniversité York(Fédération canadienne des sociétés biologiques)
+J.A. Heddle, B.Sc, Ph.D.Directeur du département de génétique,Institut Ludwig de recherche sur le canceret professeur de biophysique médicaleUniversité de Toronto(Fédération canadienne des sociétés biologiques)
B. Ladanyi, B.A.Se, D.A.Sc.Directeur de la section gêotechnique,Département de génie civilEcole polytechniqueUniversité de Montréal(Institut d'ingénierie du Canada)
K.G. McCallum, B.Se, M.Se, Ph.D., F.R.S.C.Doyen des études et recherches universitaires supérieuresUniversité de la Saskatchewan(Institut chimique du Canada)
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T.I. Oren, M.S., Ph.D.Président, Département d'informatiqueUniversité d'Ottawa(Société canadienne du traitement de l'information)
M.H.L. Pryce, B.A., M.A., Ph.D., F.R.S.Professeur honoraire de physiqueUniversité de la Colombie-Britannique(Association canadienne des physiciens)
G.B. Skippen, B.Sc, M.Se, Ph.D.Doyen, Faculté des sciencesUniversité de Carleton(Conseil canadien de la géoscience)
J. Toth, M.Se, Ph.D.Professeur, Département de géologieUniversité de l'Àlberta(Conseil canadien de la géoscience)
G.M. Volkoff, B.A., M.A., Ph.D., D.Sc, M.B.E., F.R.S.C.Ancien doyen des sciencesUniversité de la Colombie-Britannique(Association canadienne des physiciens)
G.F. Whitmore, B.A., M.A., Ph.D., F.R.S.C.Directeur, Division de physiqueInstitut canadien du cancer(Fédération canadienne des sociétés de biologie)
Secrétaire scientifique du Comité technique consultatif
M. Grant Sheng, B.Sc, M.E.S.Département de zoologieUniversité de TorontoTORONTO, OntarioM5S 1A1
@ Nommé en juin 1983
* Démissionné en août 1983
+ Nommé en février 1984
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ANNNEXE C
RÉSUMÉ DU TAC-3F
Le Quatrième rapport annuel du Comité technique consultatif (Tech-
nical Advisory Committee) (TAC) évalue les progrès scientifiques et techni-
ques réalisés dans le cadre du Programme canadien de gestion des déchets de
combustible nucléaire au cours de la période de mai 1982 à mai 1983.
Le Comité réaffirme son soutien du concept d'évacuation des dé-
chets nucléaires à grande profondeur dans des formations géologiques et du
grand intérêt que le Canada porte à ces formations du bouclier canadien,
intérêt qui justifie l'important programme de recherche en bonne voie. En
outre, nous soulignons l'importance de continuer à effectuer des études en
détail sur d'autres milieux géologiques que la roche ignée. Le programme,
qui est actuellement à la phase de recherche générique, a pour but d'évaluer
le concept quant â sa sûreté fondamentale trê. avant dans l'avenir. Le
Comité continue d'étudier la question des critères pour cette sûreté radio-
logique et de préconiser d'accorder toute l'attention à l'établissement de
la relation entre les normes d'exposition au rayonnement et la variation de
la dose de rayonnement ionisant naturel. Cette même suggestion faisait
partie de notre réponse à la CCEA lors de sa première déclaration réglemen-
taire publiée au début de 1982. La méthode d'évaluation employée dans le
programme est une application de l'analyse de variabilité des systèmes au
système â plusieurs barrières de protection du concept. Le Comité soutien
cette méthode en tant qu'approche absolument générale, sophistiquée et sou-
ple visant â la fois au but final de l'évaluation de la sûreté et â fournir
des indications importantas concernant les zones de recherche critiques.
Le programme a progressé d'une façon marquée, dont la recherche
sur lV-ivironnement, les travaux hydrogéologiques étendus, une plus grande
coordination entre les programmes géologiques, géophysiques, géochimiques et
hydrogéologiques et une étude de systèmes d'écoulement qui a été qualifiée
- 141 -
de grande étude de détail sur le terrain. Les travaux préliminaires sur le
terrain, l'étude expérimentale et le démarrage de la construction du Labora-
toire de recherche souterrain (LRS) se sont faits dans des conditions favo-
rables. Le Comité soutien vivement l'établissement d'une importante instal-
lation géoscientifique de ce genre qui peut contribuer â bien des égards et
très avantageusement aux parties les plus cruciales de tout le programme de
recherche. Il semble que le lûaintien d'un apport de fonds aux niveaux pré-
vus actuellement pour le programme, dont celui prévu pour le LRS qui consti-
tue la principale dépense, soit une condition raisonnable pour la phase
d'évaluation.
Les documents de programme, qui ont été réalisés l'an dernier sous
la forme d'une série correspondante de plans de recherche pour toutes les
parties de celui-ci, demeure la représentation de haut intérêt de toute
l'entreprise de recherches. Toutefois, les progrès réalisés et les change-
ments quant à son envergure sembleraient imposer d'importantes modifications
ou, tout au moins, des compléments aux documents de programme si on veut que
ces derniers gardent leur grande valeur en tant que cadre de recherches.
Le Comité se félicite de nouveau de la haute qualité générale du
programme technique, de la grande coordination dont on a fait preuve lors
des travaux de recherche multidlsciplinaiies, de la reconnaissance totale
des travaux correspondants effectués dans d'autres pays ainsi que de l'im-
portante participation Pur le plan international. Il constate avec plaisir
que de nombreux résultats du programme canadien continuent de paraître dans
la documentation scientifique. Il se félicite également du certain, degré de
sincérité qui existe et qui permet ainsi le libre accès aux renseignements
et résultats techniques.
Comme dans les rapports antérieurs, le reste de ce chapitre com-
porte nos autres remarques, suggestions et recommandât ions tirées et repri-
ses des chapitres précédents. Le renvoi au chapitre approprié y figure afin
qu'on puisse voir facilement tout le contexte*.
Le détail des conclusions, qui font suite à ce résumé, figure aux pages83 à 100 du document cité en (20) sous BIBLIOGRAPHIE.
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