Le démantèlement des installations nucléaires

Le démantèlement des installations nucléaires

Une installation nucléaire a une durée d’exploitation limitée. L’achèvement des programmes de recherche ou de production qui y sont menés, l’obsolescence des équipements, une maintenance devenue trop coûteuse ou l’évolution de la réglementation sont autant de raisons qui peuvent conduire à sa mise à l’arrêt. Ainsi, soixante ans après le début de l’industrie nucléaire, les premières installations arrivent en fin de vie et doivent être démantelées. L’enjeu est de taille car il faut s’assurer une fermeture propre du cycle de vie des installations nucléaires, pour laisser des sites assainis [1]. Le démantèlement de sites nucléaires a déjà débuté. Il est estimé que dans le monde, en 2015, 139 réacteurs étaient en cours de démantèlement et 11 étaient complètements démantelés, 165 installations de recherches étaient en cours de démantèlement et 431 démantelées et 198 installations du cycle étaient en cours de démantèlement pour 172 démantelées [2]. En France, en 2017, 35 installations nucléaires de tout type étaient en cours de démantèlement ou définitivement arrêtées [3].

Généralités

Définition du démantèlement

Le terme « démantèlement » concerne l’ensemble des opérations techniques réalisées après l’arrêt définitif d’une installation nucléaire, afin d’atteindre un état final visé permettant son déclassement. Le déclassement correspond aux opérations administratives et réglementaires destinées soit à classer une installation nucléaire dans une catégorie inférieure, soit à supprimer le classement initial. Les opérations techniques du démantèlement peuvent comprendre, par exemple, des opérations de démontage d’équipements, d’assainissement des locaux et des sols, de démolition éventuelle de structure du génie civil (déconstruction), de traitement, de conditionnement, d’évacuation et d’élimination des déchets produits, radioactifs ou non [4]. En France, l’assainissement et le démantèlement des installations nucléaires sont menés dans le cadre réglementaire de la loi n°2006-686 relative à la transparence et à la sécurité en matière de nucléaire dans le respect des exigences de sûreté et dans un contexte économique contraint. Le contrôle lors du déroulement des opérations est réalisé par les autorités de sûreté nucléaire (Autorité de Sûreté Nucléaire pour le civil et Autorité de Sûreté Nucléaire de Défense pour le militaire) [1].

Les objets à démanteler et leurs spécificités

On parlera dans cette partie des Installations Nucléaires de Base (INB), c’est-à-dire des installations nucléaires fixes, par opposition aux installations nucléaires mobiles comme les navires à propulsion nucléaire.

Les installations industrielles

Les installations industrielles à démanteler se répartissent en trois catégories principales : les réacteurs nucléaires, les installations du cycle du combustible et les sites ou installations accidentés. Pour chacune de ces trois catégories, les niveaux d’activité et les teneurs des radionucléides présents sont différents. Même si la stratégie de démantèlement est similaire, les problèmes rencontrés, les opérations effectuées et les volumes à gérer sont spécifiques [1].

Les installations de recherche

En ce qui concerne les installations de recherche, chacune d’elles est unique, en raison d’une grande diversité de type et de taille d’installation. Ainsi, le démantèlement se fait au cas par cas [5].

Les acteurs du démantèlement en France

Les opérateurs industriels sont EDF et Orano. EDF a en cours de démantèlement 9 réacteurs industriels tandis qu’Orano s’occupe du démantèlement d’installations anciennes du cycle du combustible, comme les usines de traitement – recyclage de la Hague, ou Eurodif à Pierrelatte [1]. Le CEA quant à lui a en cours une vingtaine d’installations dont le démantèlement est prévu, en cours, ou terminé [6]. Les principaux chantiers de démantèlement au CEA sont :
• A Grenoble, le projet Passage achevé en 2012 [7]. Il s’agissait de la dénucléarisation du CEA Grenoble (démantèlement – assainissement de 6 installations nucléaires) [3].
• A Fontenay-aux-Roses : opérations de reconversion du site, « berceau » du nucléaire français, vers des activités de biotechnologies [6]. La dénucléarisation du site devrait avoir lieu pour 2020.
• A Marcoule : le démantèlement de l’ancienne usine UP1 (1ère usine française de retraitement du combustible nucléaire usé), mise à l’arrêt en 1998. Il s’agit du plus grand chantier de démantèlement en France et l’un des plus importants au monde [6]. C’est la 1ère usine de retraitement à être démantelée dans le monde.

La fin de vie d’une installation nucléaire de base

Le démantèlement d’une INB doit être prévu par l’exploitant dès la conception de l’installation comme établi dans le décret du 2 novembre 2007 [8]. Pour les installations ayant été créées antérieurement, le démantèlement doit être prévu lors de toute modification notable de l’exploitation ou lors d’un réexamen périodique de l’ASN [9]. Les opérations de démantèlement s’étalent sur des périodes longues, de quelques années à plusieurs dizaines d’années. A la fin des opérations de démantèlement, si l’état final du site le permet, il peut être déclassé. L’installation ne figurera alors plus sur les listes des INB. Le réemploi de l’installation ou du terrain se fait généralement dans le cadre d’activités industrielles [5]. Par exemple, en 2011, une ancienne usine de fabrication de combustible nucléaire à Annecy a pu être reconvertie en une centrale biomasse pour le chauffage urbain [10].

Les déchets issus du démantèlement

Les différents types de déchets issus du démantèlement

Les déchets induits par les opérations de démantèlement sont de deux types : conventionnels ou radioactifs [11,12]. La classification des déchets dans l’une ou l’autre des catégories se fait par un découpage en zones de l’INB, qui prend en compte l’histoire de l’installation et des opérations qui y ont été conduites. On définit des zones à déchets conventionnels (non radioactifs) et des zones à production possible de déchets nucléaires. Les déchets conventionnels représentent une grande partie des déchets de démantèlement (80 % dans le cas de la déconstruction de la centrale nucléaire de Chooz A, près de la frontière belge). Ils ne sont pas gérés par les filières spécifiques du nucléaire.

Au contraire, les déchets issus de zones pouvant contenir de la radioactivité sont tous considérés comme radioactifs. Ces déchets dits radioactifs sont classés par catégories, comme les autres déchets produits lors du fonctionnement de l’installation nucléaire (Tableau 2). Ils sont majoritairement (> 99 % en volume) de très faible et faible activité à vie courte et proviennent des matériaux liés à la démolition des installations, des outils et tenues de travail, des effluents qui ont servi au rinçage d’équipements. Il s’y ajoute des déchets de faible activité à vie longue, notamment les déchets de graphites provenant de la filière de réacteurs dite « uranium naturel graphite gaz » et une petite quantité de déchets de moyenne activité à vie longue ou haute activité (déchets activés, dont des pièces métalliques situées au cœur des réacteurs) [12].

La gestion des déchets issus du démantèlement

Les déchets radioactifs issus du démantèlement sont gérés comme les déchets radioactifs de fonctionnement des installations. Ils sont triés, subissent éventuellement un traitement puis sont conditionnés avant d’être entreposés ou transportés vers les centres de stockage adaptés à leur niveau de radioactivité [12].

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Table des matières

Introduction générale
Chapitre 1 – Contexte de l’étude et état de l’art sur l’incorporation des éléments Mo, P, Zr dans les verres silicatés
1. Le démantèlement des installations nucléaires
1.1. Généralités
1.2. Les déchets issus du démantèlement
2. Le projet DEM’N’MELT
2.1. Cible du projet DEM’N’MELT
2.2. La technologie de vitrification
2.3. La thèse dans le cadre du projet DEM’N’MELT – Objectif
3. Insertion du phosphore, du molybdène et du zirconium dans les systèmes silicatés : état de l’art
3.1. La structure du réseau vitreux
3.2. Le phosphore dans les verres silicatés
3.3. Le molybdène dans les verres silicatés
3.4. Incorporation conjointe de P et Mo dans les verres
3.5. Le zirconium dans les verres silicatés
4. Conclusion du Chapitre 1
5. Références bibliographiques du Chapitre 1
Chapitre 2 -Synthèses et méthodes expérimentales
1. Stratégie
1.1. Objectifs
1.2. Les différentes séries d’échantillons élaborés
2. Synthèse des échantillons
2.1. Les échantillons vitreux
2.2. Céramiques Na3-2xCaxPO4
3. Techniques d’analyses employées
3.1. Analyse Thermique Différentielle (ATD)
3.2. Diffraction des Rayons X (DRX)
3.3. Microscope électronique à balayage (MEB) et spectroscopie à rayon X à dispersion (EDX)
3.4. Microscope électronique à transmission (MET)
3.5. Microsonde électronique
3.6. Raman
4. Résonance Magnétique Nucléaire (RMN)
4.1. Eléments de théorie
4.2. Caractéristiques expérimentales
5. Références bibliographiques du Chapitre 2
Chapitre 3 -Etude du système complexe proche du système industriel
1. Objectifs de l’étude
2. Etude des températures de transition vitreuse
Etude des échantillons de la série 1
Comparaison des trois séries d’échantillons
3. Caractérisation microstructurale des échantillons
Etude des échantillons de la série 1
Etude des échantillons de la série 2
Etude de l’échantillon de la série 3
4. Bilan du Chapitre 3
Incorporation de Mo, P et Zr
Analyse qualitative de la viscosité
Application au projet DEM’N’MELT
Simplification du système pour les séries suivantes
5. Références bibliographiques du Chapitre 3
Chapitre 4 -Incorporation du phosphore dans les verres simplifiés
1. Objectifs de l’étude
2. Propriétés thermiques : évolution de la température de transition vitreuse
3. Effet du phosphore sur la microstructure des échantillons de la série Px
3.1. Limite de démixtion de la fonte
3.2. Evolution microstructurale des échantillons de la série Px
3.3. Etude quantitative de la cristallisation des échantillons de la série Px
3.4. Bilan de l’étude microstructurale
4. Etude structurale de la phase γ-Na3PO4
4.1. Caractéristiques structurales de Na3PO4
4.2. Caractéristiques chimiques de γ-Na3PO4
4.3. Céramiques Na3-2xCaxPO4
4.4. Etude d’un échantillon sans calcium
5. Rôle structural de P2O5 dans les échantillons de la série Px
5.1. Etude structurale des échantillons trempés de la série Px
5.2. Etude structurale des échantillons refroidis lentement
6. Effet de la modification du ratio Na2O/B2O3 sur l’incorporation du phosphore
7. Conclusion du Chapitre 4
7.1. Mécanisme d’incorporation du phosphore dans la matrice vitreuse
7.2. Mise en perspective des résultats de la série Px avec l’étude des verres de composition plus complexe du Chapitre 3
8. Références bibliographiques du Chapitre 4
Chapitre 5 – Incorporation du molybdène seul puis en présence de phosphore dans les verres simplifiés
1. Etude de la série d’échantillons à teneur variable en MoO3
1.1. Objectifs de l’étude
1.2. Propriétés thermiques : évolution de la température de transition vitreuse
1.3. Etude microstructurale de la série Mox
1.4. Etude structurale de la série Mox
2. Effet de l’incorporation simultanée de P et Mo
2.1. Objectifs de l’étude
2.2. Etude de la série d’échantillons à 3 %mol de MoO3 et à teneur variable en P2O5 – série Mo3Px
2.3. Etude de la série d’échantillons à 6 %mol de P2O5 et à teneur variable en MoO3 – série P6Mox
2.4. Conclusion sur l’étude des séries Mo3Px et P6Mox
2.5. Influence du changement de composition de la matrice vitreuse
3. Conclusion du Chapitre 5
3.1. Incorporation de MoO3 seul dans la matrice
3.2. Incorporation conjointe de P et Mo dans la matrice
4. Références bibliographiques du Chapitre 5
Conclusion générale

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