Principes de sûreté et critères techniques pour le …gnssn.iaea.org › Superseded Safety Standards › Safety_Series...NORMES DE SURETE DE L'AIEA Principes de sûreté et critères

NORMES DE SURETE DE L'AIEA

Principes de sûretéet critères techniquespour le stockage définitif souterraindes déchets de haute activité

AGENCE INTERNATIONALE DE L'ENERGIE ATOMIQUE, VIENNE, 1990

CATEGORIES DE LACOLLECTION SECURITE DE L'AIEA

A partir de 1978, les publications de la Collection Sécurité sont classées de lamanière suivante:

\ ) Normes de sûreté de l'AIEA. On en trouvera la définition dans les "Normeset mesures de sûreté de l'Agence" approuvées par le Conseil des gouverneursde l'Agence le 25 février 1976 et reproduites dans le document INFCIRC/18/Rev. 1 de l'AIEA. Ces normes sont publiées sous l'autorité du Conseil desgouverneurs et doivent être appliquées aux opérations propres de l'Agenceainsi qu'aux opérations assistées par elle. Elles comprennent les normesfondamentales de sûreté de l'Agence, les règlements spéciaux de l'Agenceet les codes de bonne pratique de l'Agence. Signe distinctif: une large banderouge sur la moitié inférieure de la couverture.

2) Guides de sûreté de l'AIEA. Comme l'indique le document INFCIRC/18/Rev. 1de l'AIEA déjà mentionné, les guides de sûreté complètent les Normesde sûreté de l'AIEA et recommandent la ou les procédures à suivre pour lesappliquer. Ils sont publiés sous l'autorité du Directeur général de l'Agence.Signe distinctif: une large bande verte sur la moitié inférieure de la couverture.

3) Recommandations. Recommandations de caractère général sur les pratiquesde sûreté, qui sont publiées sous l'autorité du Directeur général de l'Agence.Signe distinctif: une large bande brune sur la moitié inférieure de la couverture.

4) Procédures et informations générales. Renseignements sur les procédures,techniques et critères relatifs aux questions de sûreté, qui sont publiés sousl'autorité du Directeur général de l'Agence. Signe distinctif: une largebande bleue sur la moitié inférieure de la couverture.

Note: Le signe distinctif des numéros publiés dans le cadre du ProgrammeNUSS (Normes de sûreté nucléaire) est une large bande jaune sur la moitiésupérieure de la couverture.

PRINCIPES DE SURETEET CRITERES TECHNIQUES

POUR LE STOCKAGE DEFINITIFSOUTERRAIN

DES DECHETS DE HAUTE ACTIVITE

Les Etats ci-après sont Membres de l'Agence internationale de l'énergie atomique:

AFGHANISTAN

AFRIQUE DU SUD

ALBANIE

ALGERIE

ALLEMAGNE,

REPUBLIQUE FEDERALE D'

ARABIE SAOUDITE

ARGENTINE

AUSTRALIE

AUTRICHE

BANGLADESH

BELGIQUE

BOLIVIE

BRESIL

BULGARIECAMEROUN

CANADA

CHILI

CHINE

CHYPRE

COLOMBIE

COREE, REPUBLIQUE DE

COSTA RICA

COTE D'IVOIRE

CUBA

DANEMARK

EGYPTE

EL SALVADOR

EMIRATS ARABES UNIS

EQUATEUR

ESPAGNE

ETATS-UNIS D'AMERIQUE

ETHIOPIE

FINLANDE

FRANCE

GABON

GHANA

GRECE

GUATEMALA

HAÏTI

HONGRIE

INDE

INDONESIE

IRAN, REPUBLIQUE

ISLAMIQUE D'

IRAQ

IRLANDE

ISLANDE

ISRAËL

ITALIE

IAMAHIRIYA ARABE LIBYENNE

JAMAÏQUE

JAPON

JORDANIE

KAMPUCHEA DEMOCRATIQUEKENYA

KOWEÏT

LIBAN

LIBERIA

LIECHTENSTEIN

LUXEMBOURG

MADAGASCAR

MALAISIE

MALI

MAROC

MAURICE

MEXIQUE

MONACO

MONGOLIE

MYANMAR

NAMIBIE

NICARAGUA

NIGER

NIGERIA

NORVEGE

NOUVELLE-ZELANDE

OUGANDA

PAKISTAN

PANAMA

PARAGUAY

PEROU

PHILIPPINES

POLOGNE

PORTUGAL

QATAR

REPUBLIQUE ARABE SYRIENNE

REPUBLIQUE DEMOCRATIQUE

ALLEMANDE

REPUBLIQUE DOMINICAINE

REPUBLIQUE POPULAIRE

DEMOCRATIQUE DE COREE

REPUBLIQUE SOCIALISTE

SOVIETIQUE DE BIELORUSSIE

REPUBLIQUE SOCIALISTE

SOVIETIQUE D'UKRAINEREPUBLIQUE-UNIE DE TANZANIE

ROUMANIE

ROYAUME-UNI DE GRANDE-

BRETAGNE ET D'IRLANDE DU NORD

SAINT-SIEGE

SENEGAL

SIERRA LEONE

SINGAPOUR

SOUDAN

SRI LANKA

SUEDE

SUISSE

TCHECOSLOVAQUIE

THAÏLANDE

TUNISIE

TURQUIE

UNION DES REPUBLIQUES

SOCIALISTES SOVIETIQUES

URUGUAY

VENEZUELA

VIET NAM

YOUGOSLAVIE

ZAIRE

ZAMBIE

ZIMBABWE

PAYS-BAS

Le Statut de l'Agence a été approuvé le 23 octobre 1956 par la Conférence sur le Statut de l'AIEA,

tenue au Siège de l'Organisation des Nations Unies, à New York; il est entré en vigueur le 29 juillet 1957.

L'Agence a son Siège à Vienne. Son principal objectif est «de hâter et d'accroître la contribution de

l'énergie atomique à la paix, la santé et la prospérité dans le monde entier».

© AIEA, 1990

Pour obtenir l'autorisation de reproduire ou de traduire des passages de la présente publication,

s'adresser par écrit à l'Agence internationale de l'énergie atomique, Wagramerstrasse 5, B.P. 100,

A-1400 Vienne, Autriche.

Imprimé par l'AIEA en Autriche

Février 1990

COLLECTION SECURITE N°99

PRINCIPES DE SURETEET CRITERES TECHNIQUES

POUR LE STOCKAGE DEFINITIFSOUTERRAIN

DES DECHETS DE HAUTE ACTIVITE

AGENCE INTERNATIONALE DE L'ENERGIE ATOMIQUEVIENNE, 1990

CE VOLUME DE LA COLLECTION SECURITE EST EGALEMENT PUBLIEEN ANGLAIS, EN ESPAGNOL ET EN RUSSE

PRINCIPES DE SURETE ET CRITERES TECHNIQUESPOUR LE STOCKAGE DEFINITIF SOUTERRAIN

DES DECHETS DE HAUTE ACTIVITEAIEA, VIENNE, 1990

STI/PUB/854ISBN 92-0-223290-3

ISSN 0538-4818

AVANT-PROPOS

Les Principes de sûreté et critères techniques pour le stockage définitifsouterrain des déchets de haute activité ont été élaborés afin de fournir aux EtatsMembres de FAIEA des principes directeurs concernant la protection de l'hommeet de l'environnement contre les dangers associés au stockage définitif des déchetsde haute activité dans des formations géologiques profondes.

La présente publication répond à un besoin souvent exprimé par les EtatsMembres: disposer de critères, harmonisés au niveau international, relatifs à lasûreté du stockage définitif souterrain des déchets de haute activité. Elle exposeune doctrine de sûreté sur la base de laquelle planifier le stockage définitif, dont leprincipal objectif est d'isoler les déchets radioactifs de l'environnement de l'hommependant très longtemps. Les exigences fondamentales en matière de protection del'homme sont issues directement des principes de radioprotection, dont l'applicationa été élargie de manière à couvrir des événements et processus susceptibles de seproduire dans un avenir lointain à l'intérieur d'un dépôt souterrain profond. Descritères techniques concernant les déchets, le dépôt et l'environnement immédiat sontégalement indiqués comme base pour l'assurance de la conformité aux principes desûreté.

Pour la préparation de la présente publication, on a tenu compte des recom-mandations d'autres organismes internationaux, en particulier de celles de laCommission internationale de protection radiologique (CIPR) et de l'Agence del'OECD pour l'énergie nucléaire (AEN), sur les critères relatifs au stockage définitifdes déchets radioactifs. Les principes de sûreté exposés ci-après sont généralementcompatibles avec les recommandations récentes de ces deux organismes.

Le premier projet de texte, qui avait été élaboré au cours d'une réunion deconsultants en 1985, a été revu lors de deux réunions de groupe consultatif, tenuesen 1985 et 1986, et par le Comité technique sur le stockage définitif souterrain(TRCUD) en 1987. MM. Z. Dlouhy et O.S. Linsley, de la Division du cycle ducombustible nucléaire et de la gestion des déchets de l'AIEA, ont procédé à la miseau point du texte définitif sur la base des observations formulées par les EtatsMembres en 1988.

TABLE DES MATIERES

1. INTRODUCTION 11.1. Généralités 11.2. Objectifs 21.3. Portée 21.4. Structure 3

2. DEFINITIONS 3

3. PRINCIPES DE SURETE 83.1. Responsabilité vis-à-vis des générations futures 8

3.1.1. Principe n° 1: Charges pour les générations futures 83.1.2. Principe n° 2: Indépendance de la sûreté par rapport au

contrôle institutionnel 93.1.3. Principe n° 3: Incidences futures 93.1.4. Principe n° 4: Effets transfrontières 10

3.2. Sûreté radiologique 103.2.1. Principe n° 5: Plafond de dose 113.2.2. Principe n° 6: Plafond de risque 123.2.3. Principe n° 7: Sûreté radiologique supplémentaire 13

4. CRITERES TECHNIQUES 144.1. Critère n° 1 : Approche globale du système 144.2. Les déchets 15

4.2.1. Critère n° 2: Teneur en radionucléides 154.2.2. Critère n° 3: Conditionnement des déchets 15

4.3. Le dépôt 154.3.1. Critère n° 4: Période initiale d'isolement 154.3.2. Critère n° 5: Conception et construction du dépôt 164.3.3. Critère n° 6: Criticité nucléaire 16

4.4. Le site 174.4.1. Critère n° 7: Caractéristiques géologiques du site 174.4.2. Critère n° 8: Prise en compte des ressources naturelles 17

5. ASSURANCE DE LA CONFORMITE AUX OBJECTIFSDE SURETE 185.1. Critère n° 9: Evaluation de sûreté 185.2. Critère n° 10: Assurance de la qualité 18

6. AUTRES CONSIDERATIONS 196.1. Longueur des échéances 19

BIBLIOGRAPHIE SOMMAIRE 21

LISTE DES PARTICIPANTS 23

1. INTRODUCTION

1.1. Généralités

Les déchets radioactifs proviennent des opérations effectuées dans le cadre ducycle du combustible nucléaire pour produire de l'électricité, ainsi que d'autresactivités utilisant des matières radioactives. Il est admis que les rayonnementsionisants sont potentiellement dangereux pour la santé humaine, de sorte qu'il est del'intérêt de tous les pays que les radionucléides présents dans les déchets ne se disper-sent pas dans l'environnement en concentrations ou en quantités présentant desdangers inacceptables pour la santé.

Le combustible irradié (s'il est stocké en tant que déchet), les déchets fortementradioactifs provenant du retraitement du combustible irradié et les autres déchetsprésentant des caractéristiques similaires sont considérés comme des déchets dehaute activité. Ils contiennent des concentrations élevées de certains radionucléidesqui resteront radioactifs pendant des périodes dépassant de beaucoup la durée de lavie humaine. Les délais nécessaires à la mise en place de systèmes de stockagedéfinitif font qu'il est dès à présent nécessaire de fixer des principes de sûreté et descritères pour guider les phases initiales du choix des sites et de la conception dusystème de stockage définitif.

Un principe important à la base de la planification des dépôts de déchets dehaute activité devrait être qu'il ne faut pas imposer de charges inacceptables auxgénérations futures. A cet égard, c'est à la société directement bénéficiaire desopérations du cycle du combustible nucléaire qui sont à l'origine des déchets quedevrait incomber la responsabilité de leur stockage définitif. Le système de stockagedéfinitif des déchets devrait être conçu de manière à éviter que des problèmes écono-miques, administratifs ou autres ne surviennent au-delà de la période de contrôle dudépôt.

L'attention particulière accordée aux problèmes qui risquent de se poser auxgénérations futures est une caractéristique importante des nouvelles politiques degestion des déchets radioactifs. Il faut reconnaître toutefois que, pour le stockage desdéchets non radioactifs résultant de nombreuses autres activités industrielles etagricoles, la protection des générations futures et de l'environnement doit aussi êtreprise en compte. De nombreux déchets chimiques peuvent être rendus inoffensifs pardes méthodes chimiques, mais, contrairement aux déchets radioactifs dont le dangerpotentiel décroît avec le temps, certains types de déchets chimiques restent à jamaispotentiellement toxiques.

Il est admis que le stockage définitif n'est que l'une, encore que la dernière,des opérations du cycle du combustible nucléaire susceptibles de donner lieu à uneradioexposition. Ces opérations doivent toutes se conformer aux Normes fondamen-tales de radioprotection adoptées par l'AIEA (Collection Sécurité n° 9, édition de1982), et donc chacune doit être optimisée; ceci s'applique aussi à l'ensemble du

cycle du combustible, afin de maintenir les expositions au niveau le plus bas qu'onpuisse raisonnablement atteindre.

1.2. Objectifs

La présente publication a pour principal objectif d'énoncer un ensemble deprincipes et de critères, convenu au niveau international, pour la conception desdépôts souterrains profonds pour le stockage définitif des déchets de haute activité.

Dans la mesure du possible à ce stade des études sur les dépôts de déchets dehaute activité, et compte tenu des différences techniques entre les méthodologiesadoptées par les Etats Membres, le but est de parvenir à harmoniser les principesqui sont à la base de leur conception.

Les principes de sûreté et les critères techniques sont censés constituer unebase commune pour l'élaboration ultérieure de normes de performance quantitativesplus détaillées, dont certaines devront éventuallement être propres à chaque site.

1.3. Portée

Les principes de sûreté et les critères techniques ont été élaborés compte tenuplus particulièrement de la période qui suit la fermeture des dépôts souterrainsprofonds de déchets de haute activité. La présente publication énonce les objectifsfondamentaux de la conception pour les dépôts souterrains de déchets radioactifs dehaute activité de manière que l'homme et son environnement soient protégés aprèsla fermeture des dépôts et durant les longues périodes pendant lesquelles les déchetsrestent dangereux. Elle établit des principes pour la protection des générationsfutures et indique le niveau de protection dont elles devraient bénéficier. Enfin, elledonne des orientations sur les aspects techniques de la conception des dépôts demanière que les principes puissent être observés.

Cette publication porte sur la période qui suit la fermeture et ne traite donc pasdes exigences opérationelles auxquelles il faut satisfaire lors de la manutention, dustockage provisoire et de la mise en place des déchets.

Il n'est pas question dans le présent ouvrage de la nécessité, ou de la formeou de la teneur, de critères relatifs à la récupération éventuelle des déchets quipourraient être applicables soit pendant la période de mise en place des déchets, soitpendant une période ultérieure d'essais ou d'observation précédant l'obturationdéfinitive du dépôt.

Du fait que ce texte ne porte que sur le stockage définitif des déchets de hauteactivité dans des dépôts souterrains profonds, les principes de sûreté et les critèrestechniques peuvent ne pas s'appliquer au stockage définitif d'autres types de déchetsou de déchets de haute activité par d'autres moyens, tels que l'enfouissement sousle fond des mers.

1.4. Structure

Cet ouvrage commence par des définitions qui ont été jugées nécessaires pourune compréhension correcte du texte (chapitre 2). Les principes de sûreté et lescritères techniques sont présentés en deux groupes. Le premier comprend lesprincipes fondamentaux de sûreté, et notamment ceux qui découlent directement desprincipes de radioprotection (chapitre 3). Le deuxième groupe comprend certainscritères techniques fondamentaux concernant les déchets, le dépôt et l'environ-nement (chapitre 4). Deux critères distincts concernent l'assurance de la conformitédes systèmes de stockage définitif aux objectifs de sûreté (chapitre 5). Le dernierchapitre présente des considérations relatives à la longeur des échéances en matièrede stockage définitif des déchets de haute activité (chapitre 6) et est suivi d'unebibliographie des documents importants publiés sur le sujet. L'ordre de présentationdes principes et des critères retenus dans le document est indépendant de leur impor-tance relative.

2. DEFINITIONS

Les définitions ci-après ont pour objet de permettre une compréhension et uneinterprétation correctes des termes clefs utilisés dans le présent ouvrage. Certainstermes ont été définis dans le contexte spécifique du stockage des déchets de hauteactivité dans des dépôts souterrains profonds; les autres ont leur sens habituel dansle domaine de la gestion des déchets nucléaires.

Analyse déterministe

Technique permettant d'étudier le comportement d'un système d'après les loisde la science et de l'ingénierie, pour autant que tous les paramètres, événements etcaractéristiques du système soient définis de façon déterministe (et non probabiliste).

Analyse probabiliste

Technique d'analyse statistique permettant d'étudier le comportementescompté d'un système avec des paramètres dont les valeurs sont incertaines, desévénements dont la survenue est aléatoire et des caractéristiques qui peuvent ou nonêtre présentes.

Assurance de la qualité

Opérations prévues et systématiques qui sont nécessaires pour assurer, avec unniveau de confiance satisfaisant, qu'un article, une installation ou une personnerempliront convenablement leur fonction.

Barrière (naturelle ou artificielle)

Dispositif ou caractéristique qui retarde ou empêche la migration desradionucléides des déchets et/ou du dépôt vers le milieu environnant. Les barrièresnaturelles sont, dans le cas des dépôts situés en formation géologique profonde, laroche hôte et la formation environnante. Une barrière artificielle est un dispositiffabriqué par l'homme ou une caractéristique modifiée par lui; elle peut faire partiedu colis de déchets et/ou du dépôt.

Champ proche

Le dépôt creusé, y compris les colis de déchets, les matériaux de remplissageou d'obturation et les parties de la roche hôte dont les caractéristiques ont été oupourraient être modifiées par le dépôt ou par son contenu.

Charges

Dans le présent ouvrage, le terme «charges» désigne 1) les coûts financiers,2) les ressources engagées pour l'administration, la recherche et autres activités, et3) les incidences radiologiques, sociales et autres résultant du stockage définitif desdéchets radioactifs contre lesquelles la société doit prendre des mesures ou qu'elledoit subir. Ce terme n'a pas le sens qu'il avait auparavant, employé au singulier,dans la terminologie de la radioprotection, et ne désigne donc pas uniquement laquantité de substances radioactives se trouvant à l'intérieur d'un organisme ou d'unorgane humain.

Colis de déchets

Déchets conditionnés et tout conteneur préparé pour la manutention, letransport, le stockage provisoire et/ou le stockage définitif. Un château de transportou un suremballage peut être un élément permanent du colis de déchets ou êtreréutilisable pour toute opération de gestion des déchets.

Conditionnement des déchets

Opérations qui donnent aux déchets une forme propre au transport et/ou austockage provisoire et/ou définitif. Elles peuvent comprendre la conversion desdéchets en une autre forme, la mise en conteneur et la mise sous emballagesupplémentaire.

Confinement

Ce terme désigne soit 1) l'isolement des matières radioactives de telle façonqu'elles ne puissent pas se disperser dans l'environnement ou qu'elles ne puissents'y disperser qu'à un taux spécifié, soit 2) le dispositif utilisé pour réaliser cetisolement.

Contrôle institutionnel

Contrôle exercé par une autorité ou une institution désignée en vertu des loisd'un pays. Il peut être actif (surveillance, réparations) ou passif (contrôle de l'utilisa-tion des sols).

Criticité

Conditions dans lesquelles un système peut entretenir une réaction nucléaireen chaîne.

Déchets conditionnés

Forme physique et chimique des déchets (par exemple liquides, incorporésdans du béton, du verre, etc.) sans leur emballage.

Déchets de haute activité

i) Matières fortement radioactives, contenant principalement des produits defission ainsi que quelques actinides, qui sont séparées pendant le retraitementchimique du combustible irradié.

ii) Combustible de réacteur irradié, s'il est déclaré déchet.iii) Tout autre déchet ayant un niveau de radioactivité comparable à ceux des

catégories i) ou ii).

Dépôt

Installation ou site désigné pour le stockage provisoire ou définitif de déchetsradioactifs.

Dose

Dans le présent ouvrage, le terme «dose» désigne la somme de l'équivalent dedose efficace résultant de l'exposition externe pendant une année et de l'équivalentde dose efficace engagé du fait de l'incorporation de radionucléides pendant cetteannée.

Groupe critique

Pour une source de rayonnement donnée, personnes du public dont l'expositionest raisonnablement homogène et caractéristique des individus recevant l'équivalentde dose efficace ou l'équivalent de dose (suivant le cas) le plus élevé du fait de cettesource.

Isolement des déchets

Fait de séparer les radionucléides de l'environnement de l'homme etd'empêchés leur libération dans cet environnement en quantités ou en concentrationsinacceptables.

Limite de dose

Dans le présent ouvrage, cette expression désigne la limite de dose primairepour les personnes du public. Cette limite s'applique à la dose totale due à toutes lessources artificielles (à l'exclusion des expositions à des fins médicales). La valeurrecommandée dans les Normes fondamentales de radioprotection de l'AIEA en cequi concerne les expositions prolongées est 1 mSv par an.

Migration des radionucléides

Mouvement des radionucléides à travers divers milieux dû à l'écoulement d'unfluide et/ou à un phénomène de diffusion.

Optimisation

Tel qu'il est utilisé dans la pratique de la radioprotection, ce terme désigne leprocessus consistant à réduire, en appliquant des mesures de protection, les effets

escomptés sur la santé résultant de la radioexposition d'une population jusqu'auniveau le plus bas qu'on puisse raisonnablement atteindre, compte tenu de facteurséconomiques et sociaux.

Période suivant l'obturation

Période qui fait suite à la fermeture et à l'obturation d'un dépôt de déchets.

Plafond de dose

Niveau de dose fixé par une autorité compétente et s'appliquant à la contri-bution d'une source ou d'une pratique donnée à la dose individuelle. Il doit êtrechoisi de façon que l'ensemble envisagé des sources, actuelles et futures, ne donnepas lieu à des doses dépassant les limites primaires.

Risque

Dans le présent document, on entend par «risque» la probabilité d'un effet surla santé d'une personne ou de ses descendants. Le risque est égal au produit de laprobabilité d'exposition à un débit de dose annuel donné par la probabilité d'un effetsanitaire dû à cette dose annuelle.

Roche hôte

Formation géologique dans laquelle on pourrait aménager un dépôt.

Système à barrières multiples

Système utilisant deux barrières indépendantes ou plus pour isoler les déchetsde l'environnement de l'homme. Ces barrières peuvent comprendre les déchetsconditionnés, le conteneur (fût), d'autres barrières artificielles, et la roche hôte etles formations environnantes.

Système de stockage définitif

Combinaison d'un milieu géologique, d'un dépôt et de colis de déchets placésdans le dépôt sans intention de les récupérer.

Validation d'un modèle

La validation est un processus mené à bien en comparant des prévisions avecdes observations indépendantes sur le terrain et des mesures expérimentales. Un

modèle ne peut pas être considéré comme validé tant qu'il n'a pas été soumis àsuffisamment de tests pour garantir une précision acceptable des prévisions qu'ilpermet.

3. PRINCIPES DE SURETE

Les deux principaux objectifs du stockage définitif souterrain des déchets dehaute activité sont les suivants:

— isoler les déchets de haute activité de l'environnement de l'homme pendantde longues périodes sans compter sur les générations futures pour ce qui estde maintenir l'intégrité du système de stockage définitif ni leur imposerles lourdes contraintes liées à l'existence des dépôts (RESPONSABILITEVIS-A-VIS DES GENERATIONS FUTURES);

— garantir la protection radiologique à long terme de l'homme et de l'environne-ment conformément aux principes de radioprotection actuels approuvés au planinternational (SURETE RADIOLOGIQUE).Pour atteindre ces deux objectifs, on peut formuler les principes de sûreté

ci-après.

3.1. Responsabilité vis-à-vis des générations futures

3.1.1. Principe n° 1: Charges pour les générations futures

Les charges à supporter par les générations futures doivent être réduites auminimum par le stockage définitif sûr et en temps voulu des déchets de haute activité,compte tenu des facteurs techniques, sociaux et économiques.

La teneur en radionucléides de tous les déchets radioactifs diminue naturelle-ment avec le temps. Le stockage provisoire est utile pour les déchets renfermant desradionucléides à courte période, bien qu'il puisse entraîner une expositionsupplémentaire durant la période de stockage intermédiaire et exiger des engage-ments financiers et autres suivis. Le stockage définitif de déchets convenablementconditionnés réduit les charges pour les générations futures et permet d'éviter uneradioexposition professionnelle supplémentaire.

Du fait que les générations actuelles profitent directement de l'exploitation del'énergie nucléaire, il est normal qu'elles supportent les charges financières dustockage définitif des déchets.

Toutefois, c'est en fonction d'un certain nombre de facteurs techniqueset socio-économiques que les autorités nationales décideront du moment où ilconviendra de procéder au stockage définitif des déchets de haute activité. Ces

g

facteurs sont notamment les suivants: disponibilité de services de traitement,existence et aménagement de sites de dépôt appropriés, avantages techniquesdécoulant du refroidissement pendant le stockage provisoire et, dans le cas ducombustible irradié, volonté de ne pas éliminer prématurément des éléments pouvantservir aux générations futures.

3.1.2. Principe n° 2: Indépendance de la sûreté par rapport au contrôleinstitutionnel

La sûreté d'un dépôt de déchets de haute activité pendant la période suivantl'obturation ne doit pas dépendre de mesures de surveillance, radiologique ou autre,ou de mesures correctives appliquées par un organisme public au-delà de la périodede contrôle du dépôt.

Le principe n° 1 relatif à la réduction au minimum des charges à supporter parles générations futures implique également que ces générations n'aient pas à prendrequelque mesure que ce soit pour se protéger des effets du stockage définitif desdéchets. Des dossiers seront tenus et des mesures de surveillance pourront le caséchéant être appliquées, conformément aux réglementations nationales, mais lasûreté du dépôt ne devra pas dépendre de ces actions.

3.1.3. Principe n° 3: Incidences futures

Le degré d'isolement des déchets de haute activité doit être tel que ceux-ci neprésentent dans un avenir prévisible, pour la santé humaine ou pour l'environ-nement, aucun risque qui ne soit acceptable aujourd'hui.

Ce principe de sûreté découle des préoccupations à l'égard des générationsfutures. Conformément aux Normes fondamentales de radioprotection de l'AIEA,les risques pour les générations futures doivent être limités sur la même base que lesrisques pour les générations actuelles. C'est pourquoi le niveau de protection dontbénéficieront les générations futures ne doit pas être inférieur à ce qu'il estaujourd'hui.

Le stockage définitif des déchets dans diverses formations géologiquesprofondes permet d'isoler les déchets pendant de très longues périodes, de réduireau minimum la probabilité d'intrusions fortuites et de limiter ou d'empêcher lalibération des radionucléides, même dans un avenir lointain.

Bien que le principal objectif de la radioprotection soit d'instaurer et demaintenir des conditions suffisamment sûres pour les activités impliquant l'exposi-tion de l'homme aux rayonnements, on pense que le niveau de sûreté nécessaire àla protection de tous les humains est suffisant pour protéger les autres espèces, sinonchacun des individus qui les composent. Dans le cas du stockage définitif des déchets

de haute activité dans des dépôts profonds, la protection adéquate de l'homme en tantqu'individu suffit probablement à garantir celle des autres espèces vivantes.

3.1.4. Principe n° 4: Effets transfrontières

C'est un principe fondamental que les politiques et critères appliqués enmatière de protection des populations vivant au-delà des frontières nationales contrela libération de substances radioactives ne doivent pas être moins rigoureux que ceuxqui sont adoptés pour la population du pays où se produit le rejet.

Ce principe de sûreté doit être appliqué lorsque le stockage définitif de déchetsde haute activité est susceptible de provoquer des radioexpositions au-delà desfrontières du pays où le stockage a lieu.

3.2. Sûreté radiologique

Bien que la fonction du dépôt de déchets soit d'isoler les déchets radioactifsde l'homme, il est admis qu'il existe des mécanismes qui, dans un avenir éloigné ouavec une faible probabilité, peuvent provoquer la libération de radionucléides. Cesmécanismes devant être pris en compte dans les analyses de sûreté des dépôts, il fautdisposer de critères radiologiques et de critères de risque en fonction desquels jugerles résultats des analyses de sûreté.

Les mécanismes de libération des radionucléides à partir d'un dépôt diffèrentselon les milieux, mais la cause première est en général la dégradation par l'eau desdéchets conditionnés et de leur conteneur, suivie par le transport et la dispersion desradionucléides dus aux mouvements des eaux souterraines et modifiés par desprocessus de reconcentration. Ces mécanismes sont appelés dans le présent ouvrageprocessus de libération «graduels» car ils donnent lieu normalement à des expositionsraisonnablement prévisibles dans l'espace et dans le temps.

On considère que les processus de libération graduels comprennent tous lesprocessus évolutifs qui influent sur le stockage définitif, qu'ils soient liés à laconstruction, à l'exploitation et à l'obturation du dépôt ou à des phénomènes naturelsprévisibles tels que l'érosion, les mouvements verticaux, etc. L'une des consé-quences des événements initiateurs peut être un changement dans le mouvement deseaux souterraines.

D'autres processus possibles ne sont pas graduels mais se produisent de façonaléatoire et peuvent avoir un effet perturbateur sur le dépôt et son environnement.D peut être important pour le stockage des déchets dans certaines formationsgéologiques de tenir compte des phénomènes sismiques et tectoniques qui modifientl'écoulement des eaux, et de futures activités humaines, telles que le forage etl'exploitation minière, qui pourraient avoir des effets directs et indirects sur certainsdépôts. Dans certains cas, les processus perturbateurs pourraient tenir une place

10

prépondérante dans l'évaluation globale de la sûreté du stockage défmitf. On lesétudie d'ordinaire suivant une méthodologie probabiliste, mais il est à noter que danscertains pays les phénomènes sismiques sont traités dans une perspectivedéterministe.

Les principes nos 5 et 6 ci-après s'appliquent respectivement à ces deux situa-tions, à savoir les processus de libération graduels et les processus perturbateurs.Il convient cependant de noter que ces principes sont liés et que leurs fondementssont les mêmes lorsqu'on les traduit en termes de risque pour un individu. '

3.2.7. Principe n° 5: Plafond de dose

Dans le cas d'une libération à partir d'un dépôt due à des processus«graduels», la dose annuelle prédite pour les membres du groupe critique doit êtreinférieure au plafond de dose fixé par les autorités nationales sur la base des limitesde dose individuelle pertinentes qui correspondent actuellement à une dose moyennede I mSv par an pour des expositions prolongées.

Ce principe est conforme à la doctrine énoncée par FAIEA dans les Normesfondamentales de radioprotection (AIEA, Collection Sécurité n° 9, 1983), comptetenu des recommandations de la CIPR.

Les limites de dose individuelle s'appliquent aux processus graduels de lamême façon qu'aux rejets à partir d'autres types d'installations nucléaires. Deux exi-gences fondamentales sont à respecter. En premier lieu, le groupe critique,c'est-à-dire les personnes du public dont l'exposition est raisonnablement homogèneet caractéristique des individus recevant la dose la plus élevée, doit être identifié. Ensecond lieu, le système de stockage définitif dans son ensemble doit garantir que ladose moyenne reçue par le groupe critique ne dépassera pas la limite de dose, comptetenu d'éventuelles expositions attribuables à d'autres sources, y compris les autresdépôts, mais non compris les sources médicales et naturelles. La prise en compted'autres sources peut être formalisée en utilisant un plafond de dose pour chacunede ces sources plutôt que la limite de dose, qui s'applique à la dose reçue par une

1 Observation de la délégation des Etats-Unis d'Amérique au Conseil des gouverneursde l'Agence: «Le présent document se fonde sur le coefficient de risque de décès de 0,01 parsievert retenu dans la Publication 26 de la CIPR. Il se peut que la CIPR révise sensiblementce chiffre en 1990. Au cas où une valeur révisée serait promulguée, elle devrait être prise encompte dans l'élaboration des normes nationales et le présent document revu en conséquence.Celui-ci ne rend pas compte de nonnes exprimées sous d'autres formes, telles que lesquantités limites de rejet, que les Etats Membres pourraient utiliser conjointement avec leslimites d'exposition individuelle.»

11

personne du fait de toutes les sources. Le plafond de dose devrait également s'appli-quer à la dose moyenne reçue par le groupe critique, qu'elle le soit maintenant ouà l'avenir (ce point est traité de façon plus détaillée dans le n° 77 de la CollectionSécurité de l'AIEA (1987)).

Plus l'horizon temporel est éloigné, plus il est difficile d'identifier les groupesqui seront les plus exposés. Le plafond de dose devra donc éventuellement êtreappliqué à des individus hypothétiques susceptibles de vivre là où les niveauxd'exposition seront vraisemblablement les plus élevés. Pour définir les habitudes deces individus, on peut supposer que leurs besoins nutritionnels et leur mode de vieseront essentiellement les mêmes que ceux des populations actuelles.

Le plafond de dose à respecter dans la conception du dépôt devrait donc êtrefixé compte tenu des doses provenant de sources mondiales, régionales et locales,une fraction raisonnable de la limite de dose étant réservée pour d'éventuellessources futures, par exemple les pratiques futures entraînant une exposition auxrayonnements et les utilisations futures de l'énergie nucléaire et d'autres technologiesnucléaires.

3.2.2. Principe n° 6: Plafond de risque

Le niveau de sûreté d'un dépôt de déchets de haute activité doit être tel quele risque que le dépôt pourrait présenter au cours d'une année donnée pour la santéd'un individu du groupe critique par suite d'événements perturbateurs non couvertspar le principe n° 5 soit inférieur à un plafond de risque fixé par les autoritésnationales à partir d'une limite individuelle de risque sanitaire de un pour 100 000par an.

Il est apparu clairement au cours du développement des évaluations de sûretéconcernant le stockage définitif des déchets de haute activité qu'il faudrait tenircompte des événements improbables, qualifiés plus haut de perturbateurs, ainsi quede leurs conséquences.

S'agissant du niveau de risque à ne pas dépasser, l'idée est que le plafond derisque pour des événements auxquels n'est pas appliqé un plafond de dose ne devraitpas être supérieur au risque correspondant au plafond de dose.

Le fait de limiter les doses reçues pendant la durée d'une vie à 1 mSv par anen moyenne contraint de ramener la valeur moyenne du risque annuel à environ10~5. Selon la CIPR, il serait raisonnable de limiter le risque que présentent aucours d'une année donnée pour un individu du groupe critique des événements pourlesquels il n'y a pas de plafond de dose, de sorte que ce risque soit lui aussid'environ 10~5 (cette question est traitée de façon plus complète dans la Publica-tion 46 (1985) de la CIPR).

Ce principe signifie que les risques d'effets sur la santé découlant d'événe-ments hautement improbables seront très faibles par rapport à n'importe quel plafond

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de risque: il n'est donc pas nécessaire d'inclure une analyse de ces événements dansl'évaluation des risques liés à un dépôt.2

3.2.3. Principe n° 7: Sûreté radiologique supplémentaire

Toutes les expositions aux rayonnements susceptibles de résulter du stockagedéfinitif des déchets de haute activité doivent être maintenues au niveau le plus basqu 'on puisse raisonnablement atteindre, compte tenu des facteurs économiques etsociaux. Les plafonds de dose et de risque, tels qu 'ils son définis dans les principesnos 5 et 6, constituent des contraintes imperatives.

La définition de plafonds de dose et de risque sert à garantir un niveau adéquatde protection pour l'individu, mais il est recommandé de maintenir toutes les exposi-tions au niveau le plus bas qu'on puisse raisonnablement atteindre en dessous de cesplafonds.

Cette recommandation est parfois appliquée dans d'autres activités deradioprotection par une analyse rigoureuse des diverses solutions permettant deparvenir à un équilibre optimal entre les effets radiologiques, les coûts économiqueset d'autres facteurs. Le principe selon lequel les expositions doivent être maintenuesau niveau le plus bas qu'on puisse raisonnablement atteindre reste valable pour lestockage des déchets de haute activité en formations géologiques, mais sa mise enœuvre exige la prise en compte de certains éléments spécifiques.

De nombreux facteurs influent sur le choix du site et la conception d'un dépôtde déchets de haute activité, notamment les autres opérations effectuées dans le cadredu système de gestion des déchets, les coûts, les incidences sociales et environ-nementales, les considérations politiques et les effets radiologiques. Les possibilitésexistant pour le stockage des déchets de haute activité en formation géologiques sonten général assez limitées. Les décisions importantes, touchant notamment au retraite-ment éventuel du combustible ainsi qu'à divers aspects du choix du site, peuvent êtreprises sur la base de considérations sociales ou institutionnelles. Le problème majeurtient au fait que les projections relatives aux effets radiologiques peuvent être trèsincertaines. Il est de ce fait difficile d'appliquer à la lettre le principe du maintiendes doses au niveau le plus bas qu'on puisse raisonnablement atteindre lors du choixentre les différentes options existant pour le système de stockage définitif desdéchets. Par ailleurs, une optimisation formelle entre les incidences radiologiques etles coûts actuels n'est pas pleinement justifiée. Dans le domaine couvert par le

2 Certains Etats Membres préfèrent n'utiliser qu'un critère basé sur la dose d'irradia-tion, assorti d'une déclaration qualitative sur la probabilité des divers scénarios de rejet. Dansce cas, les scénarios pris en considération dans les analyses de sûreté formelles ne sont queceux que l'on juge réalistes ou raisonnables, et les comparaisons sont faites en fonction d'unplafond de dose annuel.

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présent ouvrage qui traite essentiellement de la sûreté à long terme des dépôts dedéchets de haute activité, l'application de ce principe pourrait être assez limitée.

Malgré ces difficultés, le principe selon lequel les doses doivent êtremaintenues au niveau le plus bas qu'on puisse raisonnablement atteindre devrait êtrerespecté tout au long des opérations relatives au choix du site, au conditionnementdes déchets et à la conception du dépôt. Il faudra en général le faire de manièrequalitative, en s'en remettant davantage aux avis techniques qu'à des analysesrigoureuses des effets que le dépôt est susceptible de produire. Dans certains cas,la prise de décisions peut être facilitée par l'utilisation d'une méthodologie telle quel'analyse multicritère.

4. CRITERES TECHNIQUES

Les critères techniques ci-après complètent les principes fondamentaux desûreté pour le stockage définitif souterrain des déchets de haute activité. Ils consti-tuent une base technique pour assurer la conformité aux principes de sûreté.

4.1. Critère n° 1: Approche globale du système

La sûreté à long terme du stockage définitif des déchets de haute activité doitse fonder sur le principe des barrières multiples et être évaluée d'après les perfor-mances de l'ensemble du système de stockage.

Le système de stockage définitif se compose de divers éléments tels que lesdéchets conditionnés, les conteneurs, les matériaux de remplissage, le dépôt, laroche hôte et les formations géologiques environnantes. Du fait que les déchets dehaute activité présentent un danger potentiel pendant de très longues périodes et quela difficulté d'établir des prédictions à long terme est source d'importantes incerti-tudes, il est indispensable que la sûreté du dépôt de déchets dépende non pas d'unseul élément ou d'une seule barrière, mais des performances combinées de plusieursbarrières. Si l'une d'entre elles ne fonctionne pas comme prévu, l'ensemble dusystème doit quand même pouvoir satisfaire aux objectifs de sûreté.

L'approche globale du système part de l'idée qu'en dernière analyse ce sontles performances et la sûreté du système de stockage définitif dans son ensemble quidoivent être garanties à tout moment dans l'avenir, plutôt que les performances dechacun des éléments. Le concepteur du système de stockage définitif dispose ainsid'une grande latitude, puisqu'il lui est possible de compenser un point faible dansl'une des barrières par la capacité de confinement des autres barrières. L'approcheglobale du système permet donc d'adapter le principe du stockage en formationsgéologiques à des formes et des colis très divers de déchets de haute activité, ainsiqu'à de nombreuses situations géologiques, souvent variables d'un pays à l'autre.

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Néanmoins, il est admis que la barrière géologique joue le rôle majeur pource qui est de garantir la sûreté à long terme, comme le montre le confinement à longterme qu'assurent de nombreuses formations géologiques.

Le présent ouvrage ne précise pas de niveau minimum de performance pourchacune des barrières. Les autorités nationales peuvent juger prudent d'en fixer pourpermettre la conception et la réalisation en temps voulu de certaines barrièresartificielles.

4.2. Les déchets

4.2.1. Critère n° 2: Teneur en radionucléides

Les critères d'acceptation des déchets doivent être établis pour des teneurs enradionucléides correspondant aux hypothèses retenues lors de la conception dudépôt.

La teneur en radionucléides est le terme-source d'éventuels rejets. Il faut doncformuler des critères d'acceptation pour la teneur en radionucléides, afin de respec-ter les valeurs supposées du terme-source sur lesquelles repose la conception dudépôt.

4.2.2. Critère n° 3: Conditionnement des déchets

Les déchets de haute activité destinés à être mis en place dans un dépôt doiventse présenter sous forme solide et avoir des propriétés physiques et chimiquesfavorisant la rétention des radionucléides compte tenu des caractéristiques dusystème de stockage définitf.

Pendant une période initiale suivant la mise en place des déchets, on peutcompter sur le conteneur externe ou sur d'autres barrières pour empêcher la pénétra-tion de l'eau. Par la suite, la libération des déchets dans la formation géologiquedépendra de leur conditionnement et du milieu qui les entoure. Il est de ce faitessentiel que le conditionnement des déchets, en combinaison avec le dépôt et laroche hôte, retarde la libération des radionucléides.

4.3. Le dépôt

4.3.1. Critère n° 4: Période initiale d'isolement

La conception d'un système de stockage définitif de déchets de haute activitédoit viser un isolement quasi total des radionucléides pendant une période initiale.

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L'isolement quasi total des déchets de haute activité ne peut être maintenuindéfiniment. La période initiale durant laquelle un degré élevé d'isolementest nécessaire dépendra du type des déchets et de leur décroissance, ainsi que descaractéristiques de l'ensemble du système de stockage définitif.

Après la période initiale d'isolement quasi total, les barrières inhérentes à laroche hôte et aux formations environnantes ont un rôle plus important à jouer.

4.3.2. Critère n° 5: Conception et construction du. dépôt

Les dépôts de déchets de haute activité doivent être conçus, construits,exploités et fermés de manière que la roche hôte et les formations environnantespertinentes conservent leurs fonctions de sûreté durant la période suivantl'obturation.

Au stade préliminaire de la confirmation du choix du site et, ultérieurement,durant la construction et la fermeture du dépôt, une attention particulière doit êtreaccordée aux techniques utilisées et à l'exécution des travaux, de façon que lescapacités d'isolement du site diminuent le moins possible. Les conséquences desperturbations causées par ces activités doivent être évaluées du point de vue de lasûreté.

Les effets des déchets et de tout ouvrage artificiel mis en place dans le dépôtsur les caractéristiques du milieu hydrogéologique ne devraient pas altérer lespropriétés de la roche hôte qui contribuent à la sûreté.

4.3.3. Critère n° 6: Criticité nucléaire

La conception du dépôt de déchets de haute activité et la mise en place desdéchets doivent être telles que toute matière fissile demeure dans une configurationsous-critique.

Il peut arriver que certains déchets de haute activité contiennent des quantitésde matières fissiles suffisantes pour atteindre la criticité nucléaire s'ils sont mis enplace de manière incorrecte. Il est donc important de concevoir le dépôt de façonà éviter les configurations critiques.

On obtient une géométrie sous-critique en diluant les matières fissiles durantle conditionnement des déchets et/ou en ménageant une distance suffisante entre lescolis de déchets contenant des matières fissiles. S'il y a risque de lixiviation etd'accumulation consécutive de matières fissiles, il faut s'employer à empêcher lacriticité.

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4.4. Le site

4.4.1. Critère n° 7: Caractéristiques géologiques du site

Le dépôt doit être situé à une profondeur suffisante pour protéger comme ilconvient les déchets mis en place des événements et processus externes, et placé dansune roche hôte apte à limiter adéquatement la dégradation des barrières physiqueset la migration des radionucléides du dépôt vers l'environnement.

L'emplacement du dépôt de déchets est déterminant pour sa sûreté à longterme. Le milieu hôte choisi doit être suffisamment étendu pour accueillir le dépôtet la partie de la formation environnante nécessaire à la sûreté.

En général, ce sont les eaux souterraines qui transportent les radionucléides dudépôt vers la biosphère. C'est pourquoi il faut accorder une attention particulière auxpropriétés hydrogéologiques et géochimiques du milieu hôte, afin de limiter le trans-port des radionucléides par les eaux souterraines. Il conviendra aussi d'évaluersoigneusement les possibilités de perturbations tectoniques, sismiques et autressusceptibles de créer de nouvelles voies de migration des radionucléides.

4.4.2. Critère n° 8: Prise en compte des ressources naturelles

Le site du dépôt doit être choisi, autant que faire se peut, de manière à éviterla proximité de ressources naturelles ou matières de valeur que l'on ne peut seprocurer facilement ailleurs.

Deux arguments militent contre l'emplacement d'un dépôt à proximité deressources naturelles ayant une valeur actuelle ou potentielle. Tout d'abord, lesgénérations futures qui voudront exploiter pour leur propre compte les ressourcesnaturelles ne pourront peut-être pas le faire si celles-ci se trouvent à proximité d'undépôt, ou alors devront prendre des mesures correctives contraignantes pour éviterde perturber le dépôt.

Le deuxième argument, plus important, est qu'à l'avenir, après la fin de lapériode de contrôle institutionnel, un particulier ou une société pourrait chercher àexploiter des ressources naturelles sans avoir connaissance de l'existence du dépôt.Une intrusion fortuite dans le dépôt pourrait alors en compromettre l'intégrité etprovoquer la libération de radionucléides dans l'environnement.

17

5. ASSURANCE DE LA CONFORMITEAUX OBJECTIFS DE SURETE

5.1. Critère n° 9: Evaluations de sûreté

On doit démontrer que le système de stockage définitif dans son ensemble estconforme aux objectifs de sûreté radiologique en effectuant des évaluations de sûretéfondées sur des modèles qui auront, dans la mesure du possible, été validés.

Il est admis qu'il est impossible de démontrer directement la sûreté à longterme d'un système de stockage définitif de déchets de haute activité. Toutefois, onpeut le faire indirectement par une évaluation utilisant des analyses prévisionnellesfondées sur des données techniques et scientifiques. Pour démontrer la conformitéaux critères numériques de sûreté, il faut donc effectuer une évaluation de sûreté etcomparer les résultats obtenus aux critères.

Pour les évaluations de sûreté, on peut avoir recours à l'analyse déterministeaussi bien qu'à l'analyse probabiliste. Ces méthodes ne s'excluent pas mutuellementet, dans la pratique, il est probable que l'on procédera à une analyse comparativefaisant appel aux deux.

Les risques pour la santé découlant d'événements perturbateurs qui pourraientreprésenter une part non negligible de l'ensemble des risques pour la santé liés austockage des déchets devraient être évalués.

Pour les évaluations de sûreté dont l'objet est de comparer plusieurs méthodesde conception, il faudrait utiliser des scénarios, modèles et données d'entréeréalistes. On devrait, autant que faire se peut, valider les modèles à utiliser sur labase des résultats de tests de laboratoire, d'observations sur le terrain, notammentd'analogues naturels et, chaque fois que possible, d'études de site.

Il est difficile d'estimer la probabilité d'événements aléatoires, et l'on ne peutobtenir facilement que des valeurs très approximatives. Dans ce cas, il convientd'utiliser initialement pour les évaluations les limites supérieures de ces estimations,qu'il n'y a lieu d'affiner que si les événements en question se révèlent limitatifs.

On trouvera des renseignements plus détaillés sur les méthodes d'évaluation dela sûreté et des performances et sur la validation des modèles dans deux ouvragesspécialisés de l'AIEA, les n05 56 et 68 de la Collection Sécurité.

5.2. Critère n° 10: Assurance de la qualité

Un programme d'assurance de la quitté relatif aux composants du système destockage définitif et à toutes les activités, de la confirmation du choix du site à lafermeture de l'installation de stockage, en passant par la construction et l'exploita-tion, doit être établi pour garantir la conformité aux normes et critères pertinents.

18

Le programme devrait contenir des dispositions telles qu'il garantisse que sontidentifiées et respectées les exigences des codes, règlements, normes, spécificationset pratiques appropriés reconnus en matière d'ingénierie et d'exploitation minière.

Le programme devrait aussi définir la structure à mettre en place pour l'exécu-tion des activités d'assurance de la qualité et délimiter clairement les responsabilitéset l'étendue des pouvoirs des diverses personnes et organisations qui sont chargéesde choisir le niveau d'assurance de la qualité requis et de veiller à l'application desprogrammes d'assurance de la qualité.

6. AUTRES CONSIDERATIONS

6.1. Longueur des échéances

Comme il ressort du principe n° 3, les plafonds de dose individuelle et derisque applicables aujourd'hui devraient en principe être maintenus indéfiniment,sans limite temporelle à notre responsabilité en matière de protection des générationsfutures. Toutefois, assurer la conformité à ce principe à long terme entraîne desdifficultés qui découlent des incertitudes relatives aux modifications de l'environne-ment et des habitudes de vie de populations futures.3

Décrire l'environnement de l'espèce humaine dans l'avenir est un exercice quidevient de plus en plus spéculatif quand les périodes considérées sont éloignées dedizaines de milliers d'années. Ainsi, les glaciations se sont produites de façoncyclique et la prochaine pourrait survenir dans quelque dix mille ans. La biosphèresubira sans aucun doute des changements importants tout au long de ces périodes.Dans un avenir lointain, l'environnement et les besoins nutritionnels des individusseront peut-être différents de ce qu'ils sont aujourd'hui.

Etant donné qu'il n'est possible de prédire ni les caractéristiques des hommesdu futur lointain, ni les endroits où ils vivront, des évaluations des doses et desrisques, au sens absolu, pourraient ne pas être valables pour des périodes supérieuresà quelque milliers d'années. Cela signifie non pas qu'il n'y a pas lieu de faire des

évaluations pour des périodes aussi longues, mais que d'autres moyens indépendantspourraient être nécessaires pour confirmer les conclusions des évaluations des doseset des risques à mesure que l'on s'approche de la période où l'incertitude augmente.

Un moyen pourrait être de faire en sorte que le dépôt ne modifie pas de façonappréciable l'environnement radiologique de la population future. Les plafonds dedose et de risque sont inférieurs aux doses annuelles dues au fond de rayonnement.

3 Certaines autorités nationales ont jugé approprié de fixer une limite temporelle àl'application des principes n° 5 (plafond de dose) et n° 6 (plafond de risque).

19

Par conséquent, si les doses reçues et les risques encourus du fait d'un dépôt dedéchets de haute activité par des hommes du futur lointain, dont nous supposonsqu'ils auront nos caractéristiques et nos besoins nutritionnels, sont inférieurs auxplafonds respectifs, nous avons l'assurance que les doses dues à l'environnement detout individu futur ne seront pas sensiblement modifiés du fait d'une contribution dudépôt.

Un moyen supplémentaire d'obtenir l'assurance voulue peut être de comparerpour l'avenir lointain les concentrations ou la libération dans l'environnement deradionucléides provenant du dépôt avec les concentrations ou la libération dues auxsources naturelles telles que la partie supérieure de l'écorce terrestre, en tenantcompte de la toxicité des divers radionucléides.

20

BIBLIOGRAPHIE SOMMAIRE

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AGENCE INTERNATIONALE DE L'ENERGIE ATOMIQUE, Concepts and Examples ofSafety Analyses for Radioactive Waste Repositories in Continental Geologic Formations,Collection Sécurité n° 58, AIEA, Vienne (1983).

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AGENCE INTERNATIONALE DE L'ENERGIE ATOMIQUE, Site Investigations forRepositories for Solid Radioactive Wastes in Deep Continental Geological Formations,Collection Rapports techniques n° 215, AIEA, Vienne (1982).

21

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Radioactive Waste Management (C.R. Conf. Seattle, 1983), AIEA, Vienne (1984).

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LISTE DES PARTICIPANTS

SERVICES DE CONSULTANTS28 octobre - 1 novembre 1985

Johnston, P.D. Department of the Environment,Romney House, Room A5.16,43 Marsham Street, Londres SW1P 3PY,Royaume-Uni

Thomas, K.T. Division du cycle du combustible nucléaire,(Secrétaire scientifique) Agence internationale de l'énergie atomique,

B.P. 100, A-1400 Vienne, Autriche

REUNION DE GROUPE CONSULTATIF4-8 novembre 1985

Ahmed, J. Division de la sûreté nucléaire,Agence internationale de l'énergie atomique,B.P. 100, A-1400 Vienne, Autriche

Benassai, S. ENEA — Direction de la sûreté nucléaire etde la radioprotection,

Via Vitaliano Brancati 48,1-00144 Rome-EUR, Italie

Bloser, M. Ministère fédéral de l'intérieur,Graurheindorfer Strasse 198,D-5300 Bonn 1, République fédérale d'Allemagne

Costello, J.M. Lucas Heights Research Laboratories,Australian Atomic Energy Commission,Private Mailbag, Southerland, NSW 2232, Australie

Dlouhy, Z. Institut de recherche nucléaire,CS-250 68 Rez près de Prague, Tchéchoslovaquie

23

Fehringer, D.J.

Gentil, J.

623-SS Room 788,United States Nuclear Regulatory Commission,Washington, DC 20555, Etats-Unis d'Amérique

Institut de protection et de sûreté nucléaire,Commissariat à l'énergie atomique,B.P. 6, F-92265 Fontenay-aux-Roses Cedex,France

Hamstra, J.

Harrington, E.

Hemming, C.

Heremans, R.

Kimura, E.T.

Kumra, M.S.

Larsson, A.

Murano, T.

AVORA, B.V.,Geological Waste Disposai Consultants,B.P. 138, 1860 AC Bergen (N.H.),Pays-Bas

Health and Safety Executive,Nuclear Installations Inspectorate,St. Peter's House, Balliol Road,Bootle, Merseyside L20 3LZ, Royaume-Uni

Radioactive Waste (Professional) Division,Room A5.28,

Department of the Environment,43 Marsham Street, London SW1P 3PY,Royaume-Uni

ONDRAF,Boulevard du Régent 54,Boîte 5, B-1000 Bruxelles, Belgique

Université de Tokyo,Tokyo, Japon

High-Level Waste Management Section,Bhabha Atomic Research Centre,Trombay, Bombay 400 085, Inde

Inspectorat suédois de l'énergie nucléaire,Box 27106, S-102 52 Stockholm, Suède

Power Reactor and Nuclear FuelDevelopment Corporation (PNC),

Sankaido Building, 1-9-13 Akasaka,Minato-ku, Tokyo 107, Japon

24

Niederer, U.

Osborne, R.V.

Paakkola, O.

Palacios, E.

Piermattei, S.

Office fédéral de l'énergie,Division principale de la sécurité des installations nucléaires,CH-5303 Wûrenlingen, Suisse

Chalk River Nuclear Laboratories,Atomic Energy of Canada Ltd,Chalk River, Ontario KOJ 1JO, Canada

Centre finlandais de sûreté radiologique et nucléaire,B.P. 268, SF-00101 Helsinki, Finlande

Commission nationale de l'énergie atomique,Avenida del Libertador 8250,1429 Buenos Aires, Argentine

ENEA — Direction de la sûreté nucléaire etde la radioprotection,


Richter, O.K.(Président)

Ruokola, E.

Senoo, M.

Simon, R.

Thomas, K.T.(Secrétaire scientifique)

Wagstaff, K.P.

Conseil national de la sûreté nucléaireet de la radioprotection,

Waldowallee 117, DDR-1157 Berlin,République démocratique allemande

Centre finlandais de sûreté radiologique et nucléaire,B.P. 268, SF-00101 Helsinki, Finlande

Etablissement de recherche de Tokai,JAERI,Tokai-mura, Naka-gun,Ibaraki-ken 3191-11, Japon

Commission des Communautés européennes,Rue de la Loi 200, B-1049, Bruxelles, Belgique

Division du cycle du combustible nucléaire,Agence internationale de l'énergie atomique,B.P. 100, A-1400 Vienne, Autriche

Division de la gestion des déchets,Commission de contrôle de l'énergie atomique,B.P. 1046, Ottawa,Ontario KIP 5S9, Canada

25

SERVICES DE CONSULTANTS11-15 novembre 1985

Dlouhy, Z.

Thomas, K.T.(Secrétaire scientifique)

Institut de recherche nucléaire,CS-250 68 Rez près de Prague, Tchéchoslovaquie


REUNION DE GROUPE CONSULTATIF6-10 octobre 1986

Ahmed, J.

Araki, K.

Benassai, S.

Bloser, M.

Costello, J.M.

Dlouhy, Z.

Fehringer, D.J.(Président)

Division de la sfireté nucléaire,Agence internationale de l'énergie atomique,B.P. 100, A-1400 Vienne, Autriche

Etablissement de recherche de Tokai,JAERI,Tokai-mura, Naka-gun,Ibaraki-ken 319-111, Japon

ENEA — Direction de la sûreté nucléaire etde la radioprotection,


Ministère fédéral de l'intérieur,Graurheindorfer Strasse 198,D-5300 Bonn 1, République fédérale d'Allemagne

Lucas Heights Research Laboratories,Australian Atomic Energy Commission,Private Mailbag, Sutherland, NSW 2232, Australie

Institut de recherche nucléaire,CS-250 68 Rez près de Prague, Tchéchoslovaquie

623-SS Room 788,United States Nuclear Regulatory Commission,Washington, DC 20555, Etats-Unis d'Amérique

26

Gentil, J. Institut de protection et de sûreté nucléaire,Commissariat à l'énergie atomique,B.P. 6, F-92265 Fontenay-aux-Roses Cedex,France

Hemming, C.

Heremans, R.

Kumra, M.S.

Larsson, A.

Murano, T.

Niederer, U.

Osborne, R.V.

Palacios, E.

Piermattei, S.

Radioactive Waste (Professional) Division,Room A5.28,

Department of the Environment,43 Marsham Street, London SW1P 3PY,Royaume-Uni


High-Level Waste Management Section,Bhabha Atomic Research Centre,Trombay, Bombay 400 085, Inde




Office fédéral de l'énergie,Division principale de la sécurité des installations nucléaires,CH-5303 Wùrenlingen, Suisse

Chalk River Nuclear Laboratories,Atomic Energy of Canada Ltd,Chalk River, Ontario KOJ 1JO, Canada


ENEA — Direction de la sûreté nucléaireet de la radioprotection,


27

Richter, D.K. Conseil national de la sûreté nucléaire(Président) et de la radioprotection,


Ruokola, E. Centre finlandais de sûreté radiologique et nucléaire,B,P. 268, SF-00101 Helsinki, Finlande

Tokuyama, A. Département des sciences naturelles,Université pédagogique de Hyogo,Shimokume 924-1, Yashiro-chu, Katoh-gun,Hyogo-ken 673-14, Japon

Wiley, J.R. Division du cycle du combustible nucléaire,(Secrétaire scientifique) Agence internationale de l'énergie atomique,

B.P. 100, A-1400 Vienne, Autriche

HUITIEME REUNION DU COMITE TECHNIQUE SUR LESTOCKAGE DEFINITIF SOUTERRAIN (TRCUD)

26-28 janvier 1987

Araki, K. Département de recherche sur la sûreté de l'environnement,(Observateur) JAERI,

Tokai-mura, Naka-gun,Ibaraki-ken 319-11, Japon

Baas, J.L. Ministère du logement, de l'aménagement du territoireet de l'environnement,

B.P. 450, NL-2260 MB Leidschendam,La Haye, Pays-Bas

Boge, R. Institut national de radioprotection,(Observateur) B.P. 60204, S-104 01 Stockholm, Suède

Burtic, T. Comité d'Etat pour l'énergie nucléaire,(Observateur) Bucarest, Roumanie

Cahuzac, Mme Institut de protection et de sûreté nucléaire,(Observateur) Commissariat à l'énergie atomique,

Département de protection technique,B.P. 6, F-92260 Fontenay-aux-Roses Cedex,France

28

Cooley, C.

Cornelissen, A.(Observateur)

Fukuyoshi, T.(Observateur)

Heremans, R.

lourde, P.

United States Department of Energy (RW-40),Washington, DC 205856, Etats-Unis d'Amérique

Ministère du logement, de l'aménagement du territoireet de l'environnement,

B.P. 450, NL-2260 MB Leidschendam,La Haye, Pays-Bas

Radioactive Waste Management Centre,Land Disposal Section,No. 15 Mori Building, 2-8-10 Toranomon,Minato-ku, Tokyo 105, Japon


Commissariat à l'énergie atomique,B.P. 6, Fontenay-aux-Roses, Cedex,France

Kuehn, K.

Larsson, A.(Président)

Malasek, E.

Olivier, P.J.

Okuno, T.(Observateur)

Owen, R.G.

Gesellschaft fur Strahlen undUmweltforschung mbH,

Theodor-Heuss-Strasse 4, D-3300 Braunschweig,République fédérale d'Allemagne


Commission tchécoslovaque de l'énergie atomique,Slezskâ 9, CS-120 29 Prague 2, Tchéchoslovaquie

Organisation de coopérationet de développement économiques

38, boulevard Suchet, F-75016 Paris, France



United Kingdom Atomic Energy Authority,AFPD Building 10, Atomic Energy Research

Establishment,Harwell, Didcot, Oxfordshire OX11 ORA,Royaume-Uni

29

Palacios, E.

Rometsch, R.

Rydell N.(Observateur)


CEDRA,Parkstrasse 23, CH-5401 Baden, Suisse

Conseil national du combustible nucléaire irradié,Sehlstedsgatan 509,S-115 28 Stockholm, Suède

Saltzman, J.(Observateur)

Venet, P.

Vovk, I.F.(Secrétaire scientifique)

Yamamoto, K.

Zappe, D.

United States Department of Energy (RW-40),Washington, DC 205856, Etats-Unis d'Amérique

Commission des Communautés européennes,Rue de la Loi 200, B-1049 Bruxelles, Belgique


Bureau de la planification pour les situations d'urgenceet de la radioactivité de l'environnement,

Agence des sciences et des techniques,2-2-1 Kasumigaseki, Chiyoda-ku,Tokyo 100, Japon

Conseil national de la sûreté nucléaireet de la radioprotection,


30

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Principes de sûreté et critères techniques pour le …gnssn.iaea.org › Superseded Safety Standards › Safety_Series...NORMES DE SURETE DE L'AIEA Principes de sûreté et critères