Cadre réglementaire français du démantèlement

Cadre réglementaire français du démantèlement 

Le démantèlement d’une installation nucléaire vient après sa mise à l’arrêt définitif et a pour but d’obtenir son déclassement. Le démantèlement terminé, une installation peut être rayée de la liste des Installations Nucléaires de Base (INB) et ne plus être soumise au statut d’INB : elle est alors déclassée, généralement en Installation Classée pour la Protection de l’Environnement (ICPE). Ce déclassement intervient après la démonstration de l’atteinte de l’état final envisagé. Des servitudes d’utilité publique peuvent être mises en place en fonction de l’état final atteint ou de la réutilisation envisagée. Le démantèlement regroupe notamment les opérations de démontage des procédés, l’assainissement des bâtiments et des sols environnants, le démontage des structures de génie civil le cas échéant, ainsi que toutes les opérations liées à la gestion des déchets, radioactifs ou non, produits lors de cette phase.

En France, de nombreuses installations nucléaires ont été construites entre les années 1950 et 1980. Ainsi, certaines d’entre elles sont progressivement arrêtées, puis démantelées. Les premiers travaux d’assainissement et de démantèlement d’installations nucléaires ont débuté dès les années 1960 sur notamment quelques laboratoires de recherche, des réacteurs expérimentaux et des installations du cycle du combustible. A partir du milieu des années 1980, plusieurs réacteurs de puissance (qui produisent industriellement de l’électricité) sont partiellement démantelés ou entament des travaux de démantèlement complet. Depuis les années 2000, les opérations de démantèlement et d’assainissement des installations nucléaires prennent une nouvelle dimension, avec le développement et le déploiement de technologies et de méthodologies appliquées à une échelle désormais industrielle.

Sur environ 160 installations nucléaires françaises, une trentaine est actuellement dans la phase d’arrêt définitif ou dans la phase de démantèlement (Figure 1). Le site de Marcoule, et en particulier l’usine de traitement UP1, vient compléter cette liste depuis 2008. Une vingtaine d’installations a déjà été déclassée (radiées de la liste des INB) depuis le début des années 1980.

Le cadre réglementaire en vigueur pendant la période d’exploitation des installations nucléaires ne prend pas en compte les spécificités liées aux activités de démantèlement telles que l’évolution de la nature des risques, les changements rapides de l’état des installations, la durée des opérations, etc. Ainsi, une réglementation spécifique et relative au démantèlement des installations nucléaires s’est progressivement mise en place depuis les années 1990 sur la base de retours d’expérience pertinents de projets de démantèlement en France et à l’étranger. Ce cadre réglementaire a été actualisé en 2003 avec l’autorisation unique de déclassement. En 2006, la loi sur « la transparence et la sûreté dans le domaine nucléaire » ainsi que la loi sur « la gestion durable des matières et des déchets radioactifs » complètent ce nouveau cadre réglementaire. La loi sur « la transparence et la sûreté dans le domaine nucléaire » met également en place une autorité administrative indépendante : l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) (ex Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection). Elle est chargée de réglementer et de contrôler les activités nucléaires civiles en France. Elle a également une mission d’information. Cette partie, consacrée au cadre réglementaire du démantèlement, est reprise des dossiers thématiques et des rapports annuels de l’ASN, ainsi que du rapport « Regulating the Decommissionning of Nuclear Facilities » (Nuclear Energy Agency, 2008).

Cadre réglementaire des années 1990 

Les premières installations nucléaires françaises qui ont été démantelées étaient des petites installations de recherche. Elles l’ont été suivant un processus d’autorisation au cas par cas puisque le cadre réglementaire général concernant les installations nucléaires (décret du 11 décembre 1963) ne contenait pas de dispositions sur leur déclassement. La modification du décret a été effectuée à la fin des années 1980 afin de prendre en compte les notions de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement.

Jusqu’en 2001, EDF avait comme stratégie de démanteler ses installations, à l’exception des bâtiments réacteurs, immédiatement après l’arrêt de la centrale (dans les 5 à 10 ans) et de différer les opérations de démantèlement du bâtiment réacteur pendant plusieurs dizaines d’années. Cette stratégie consiste à retirer les matières fissiles, à enlever les parties facilement démontables, à réduire au minimum la zone confinée et à aménager la barrière externe. Le démantèlement différé après 25 à 50 ans permet de bénéficier de la décroissance naturelle de la radioactivité. En effet, le cobalt 60 qui fait partie des produits d’activation et qui est très présent dans le cœur des réacteurs présente une période de demi-vie d’un peu plus de 5 ans, ce qui permet de diviser les niveaux d’activité d’un facteur 50 au bout de 30 années de confinement par exemple. Le démantèlement différé permet ainsi de réduire les termes sources et les volumes de déchets nucléaires, de simplifier les opérations de démantèlement (notamment par la réduction des doses radiologiques prises par les travailleurs) et de diminuer potentiellement les coûts de gestion des déchets.

L’approche réglementaire, à l’époque, permettait le démantèlement d’une installation par des modifications successives de son régime, notamment par un passage en état intermédiaire dit d’Installation Nucléaire de Base d’Entreposage (INBE). Cependant, cette stratégie du démantèlement différé présente un certain nombre d’inconvénients. Citons par exemple les coûts financiers relativement élevés de la surveillance et du maintien en état sûr d’installations nucléaires durant cette période de confinement, avec notamment la gestion du vieillissement des structures de génie civil, la stabilité des structures, l’obsolescence des équipements, en particulier de surveillance, etc. En outre, les charges financières liées au démantèlement incomberont aux générations futures. Enfin, les compétences et les connaissances de l’exploitant trouvent également des difficultés à être maintenues jusqu’au démarrage du démantèlement, après la période de différé. De plus, le cadre réglementaire en vigueur dans les années 1990 souffrait de certaines limitations. Il était nécessaire, par exemple, d’obtenir au moins deux ou trois autorisations pour le déclassement d’un réacteur de puissance, ce qui n’était pas en adéquation avec le niveau de risque réduit d’une installation en cours de démantèlement. De plus, cette approche pas à pas n’était pas réellement adaptée aux installations prototypes ou de recherche de plus petite taille pour lesquelles les exigences complexes en matière d’autorisation trouvaient difficilement un sens vis-àvis des risques existants. Enfin, l’exploitant, tout comme l’organisme de contrôle, ne disposaient pas d’une vision d’ensemble du projet de démantèlement en raison des différentes phases, ce qui limitait son optimisation globale.

Ainsi, la démarche générale de gestion des installations nucléaires en fin de vie s’est progressivement orientée vers une stratégie de démantèlement immédiat engagée dès l’arrêt de l’installation, sans période d’attente. Le cadre réglementaire n’était cependant pas encore réellement compatible avec une telle approche :
• il ne contenait pas de dispositions pour le processus de résiliation de l’autorisation,
• il ne favorisait pas un démantèlement immédiat en raison des lourdeurs administratives des autorisations successives.

Malgré tout et en cohérence avec l’évolution de la stratégie de démantèlement, au début des années 2000, EDF a modifié sa stratégie pour l’assainissement de ses réacteurs en optant désormais pour un démantèlement immédiat. Cela lui permet également de démontrer sa capacité à maîtriser la totalité du cycle de vie des centrales nucléaires. Le CEA, quant à lui, a mis en place en 2001 un fond spécial pour garantir le financement des lourdes charges liées au démantèlement et à l’assainissement de ses installations. Ce « fond dédié » a permis de relancer ou d’achever un certain nombre de projets de démantèlement qui avaient été différés, rendant d’autant plus nécessaire une révision en profondeur du cadre réglementaire du déclassement afin d’adapter le processus d’autorisation.

Autorisation unique de déclassement de 2003

Compte tenu des différentes limitations du cadre réglementaire en vigueur pour le déclassement des premières installations nucléaires, avec notamment les premiers réacteurs de puissance mis à l’arrêt, la doctrine du déclassement a évolué en 2003 avec la rédaction du guide SD3-DEM01. La réglementation définit alors un cadre d’autorisation pour le déclassement, ce qui permet d’avoir une vue globale du projet de déclassement avec notamment la définition de l’état final visé. L’autorisation est unique pour l’ensemble du projet de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement (MAD-Dem) et introduit un processus de résiliation. Enfin, elle met en place une approche graduelle qui proportionne les procédures administratives au risque effectif lié à l’installation. Ainsi, pour préparer une installation nucléaire en fin d’exploitation à son déclassement, l’exploitant doit désormais rédiger un dossier décrivant sa stratégie de démantèlement, précisant notamment l’état final visé ainsi qu’une description détaillée des opérations principales. Cet ensemble de documents présente une évaluation de sûreté de chacune des phases successives de déclassement et des risques de radioprotection associés.

Par cette évolution de la réglementation, la vie d’une installation nucléaire est désormais décomposée en deux phases distinctes, exploitation et démantèlement, qui nécessitent des autorisations spécifiques (Figure 2). La mise à l’arrêt définitif et le démantèlement d’une installation font donc l’objet d’un nouveau décret pris après avis de l’ASN. La phase de démantèlement peut être précédée d’une étape de préparation à la mise à l’arrêt définitif réalisée dans le cadre de l’autorisation d’exploitation initiale : évacuation d’une partie ou de la totalité du terme source, préparation des travaux de démantèlement, opérations de caractérisation de l’installation, etc.

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Table des matières

INTRODUCTION
PREMIERE PARTIE : LA CATEGORISATION RADIOLOGIQUE PAR GEOSTATISTIQUE
Chapitre 1 : Mise en place d’une méthodologie de catégorisation
I. Cadre réglementaire français du démantèlement
I.1. Cadre réglementaire des années 1990
I.2. Autorisation unique de déclassement de 2003
I.3. Nouveau cadre réglementaire de 2006
I.4. Gestion des déchets
II. Méthodologie d’assainissement complet des structures de génie civil
II.1. Mise en place du « Zonage déchets »
II.2. Méthodologies d’assainissement complet acceptables
II.3. Méthodologie déployée par le CEA
II.4. Retour d’expérience des opérations d’assainissement du génie civil
III. Nouvelle approche de catégorisation
III.1. Problématique de l’échantillonnage et de la mesure
III.2. Moyens d’investigation radiologique
III.3. Méthodologie de caractérisation
Chapitre 2 : Site d’étude et campagne de mesures non destructives
I. Présentation de l’atelier D des ATUE
I.1. Analyse historique et fonctionnelle
I.2. Caractérisation radiologique réalisée par le projet
I.3. Limitations d’une telle caractérisation
I.4. Difficultés rencontrées par le projet
II. Campagne de mesures non destructives
II.1. A la recherche de l’uranium
II.2. Mesures par spectrométrie gamma in situ
II.3. Mesures surfaciques du signal émergent
Chapitre 3 : Analyse exploratoire et variographique
I. Analyse exploratoire de la campagne de mesures
I.1. Mesures surfaciques
I.2. Mesures par spectrométrie gamma in situ
II. Analyse variographique des mesures
II.1. Construction du variogramme
II.2. Mise en place de la géostatistique non linéaire
II.3. Analyse variographique des mesures par spectrométrie gamma in situ
Chapitre 4 : Cartographies et analyse de risque
I. Cartographies d’estimation par krigeage
I.1. Estimateurs utilisés en géostatistique
I.2. Cartographies ponctuelles d’estimation
II. Analyse de risque
II.1. Risque de dépassement par espérance conditionnelle
II.2. Utilisation des simulations géostatistiques
Chapitre 5 : Approche multivariable
I. Présentation de la campagne de prélèvements destructifs
I.1. Cinq zones témoins au préalable
I.2. Campagne complète de prélèvements
II. Traitement multivariable
II.1. Analyse variographique conjointe
II.2. Construction du cokrigeage
II.3. Cartographies et analyse de risque
III. Axes à poursuivre pour une approche 3D
DEUXIEME PARTIE : OPTIMISATION DE L’ECHANTILLONNAGE
Chapitre 6 : Densité de l’échantillonnage
I. Dégradation du jeu des données
I.1. Présentation des sous-ensembles de données
I.2. Appréciation de la distribution statistique
I.3. Evaluation de la structure spatiale
II. Cartographies et analyse de risque
II.1. Ré-estimations aux points de mesure
II.2. Impact sur les cartographies
II.3. Impact sur l’évaluation des surfaces
III. Dégradation aléatoire
III.1. Présentation des 4 scénarios aléatoires
III.2. Analyse variographique
III.3. Cartographies et analyse de risque
IV. Vers une démarche itérative
Chapitre 7 : Inventaire des structures spatiales
I. Campagnes de mesures dans les ATUE
I.1. Influence de la voie de transfert dans l’atelier D
I.2. Données complémentaires dans l’atelier D
I.3. Autres ateliers de l’installation
II. Autres données disponibles
II.1. Campagnes de mesures exhaustives
II.2. Echantillonnage partiel de grandes zones
III. Synthèse des structures spatiales
III.1. Bilan des données des campagnes de cartographie
III.2. Allure générale des variogrammes
III.3. Remarques complémentaires
III.4. Réflexions sur l’optimisation de l’échantillonnage
TROISIEME PARTIE : AXES DE RECHERCHE SPECIFIQUES
Chapitre 8 : Tests de sensibilité aux paramètres géostatistiques
I. Influence des parois pour le calcul du variogramme
II. Modélisation de l’effet de pépite sur le variogramme
II.1. Ré-estimation des données surfaciques
II.2. Incidence sur les résultats d’analyse de risque
III. Modélisation par anamorphose gaussienne
III.1. Développement en polynômes d’Hermite
III.2. Utilisation préliminaire d’une transformation logarithme
III.3. Modélisation des valeurs fortes
III.4. Modélisation conjointe aux points communs de données
Chapitre 9 : Structuration des valeurs extrêmes
I. Vérification de l’hypothèse multigaussienne
I.1. Rappel du contexte
I.2. Tests de l’hypothèse bigaussienne
II. Présentation des modèles isofactoriels
II.1. Krigeage disjonctif en modèle isofactoriel
II.2. Cas particulier des facteurs polynomiaux
II.3. Structuration des valeurs extrêmes en modèle bêta
II.4. Apports des modèles isofactoriels
III. Application des modèles isofactoriels
III.1. Modèle hermitien
III.2. Modèle de Laguerre
III.3. Synthèse
CONCLUSIONS

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