cpz©s/2016/dpsn dir 2016... · 2017. 1. 4. · 01 18/10/16 f forestier emission initiale 29 ......

DSN SEMD/LEM INB n'53 NOT 221 Indice 02

SURETE

cpz221

Plan de démantèlement

Direction de l'énergie nucléaire

Département de services nucléaires

Service d'Entreposage des Matières et Déchets

Laboratoire d'Entreposage des Matières

CEA/DEN/CAD/DSN/SEMD/LEMDO 549 2711011t

ll[ilJuJJlllltlut l|lu il llr il llilr llul lll lll|l lllll

D¡ffuse le 27l'10/16

Note Techn¡que

Plan de démantèlement

INB 53 - MCMF

Projet EOTP

CEA Centre de Cadarache - DEN/CAD/DSN/SEMD/LEM - Bâtiment 418 - 13 108 Saint Paul Lez DuranceEtablissement public à caractère industriel et commercial - RCS Pars B 775 685 019

Document propriété du CEA- Reproduction et diffusion externe au CEA soumrses à l'autorisation de l'émetteur

Niveau de confidentialité Direction d'objectifs Domaine Partenaire/Client

DO

DR

Un!

cDnsDn

CCEA

Noms Fonctions Visas

Rédacteur Frédéric FORESTIERASD du DSN

DSN

Vérificateur Frédéric HERVEOUISN de I'lNB 53

DSN/SEMD/LEM

Vérificateur Elisabeth MATETlngénieur Sûreté

DPAD/CSMD

Emetteur Sabine CHAIXChef d'lNB

DSN/SEMD/LEM 4

P.¡

Modèle d'octobre 2013

126

DSN SEMD/LEM INB 53 NOT 221 Indice 02

SURETE Plan de démantèlement

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SUIVI DES VERSIONS

Indice Date de l'indice

Rédacteur Nature de la modification Nb de pages

du doc.

01 18/10/16 F FORESTIER Emission initiale 29

02 Voir visa F FORESTIER Prise en compte des commentaires de CSMN et de DPSN

26

RESUME

Le présent document présente les principes d’ordre méthodologique et les étapes envisagées pour le démantèlement de l’installation, ainsi que la remise en état et la surveillance ultérieure du site. Il présente et justifie notamment la stratégie de démantèlement retenue. Ce document est établi dans le cadre de la déclaration d’arrêt définitif de l’installation conformément à l’alinéa I de l’article 37 du décret [R1] modifié ; il prend en considération les dispositions du guide ASN n 6 (version du 30 août 2016).

MOTS-CLES

INB n°53, Plan de démantèlement

DIFFUSION INITIALE

DSN/SEMD/LEM : Sabine CHAIX, Frédéric HERVEOU

DSN/Dir : Frédéric FORESTIER

DPIE/SA2S : Ugo LOMBARDO

DPAD/CMSD : Elisabeth MATET

DIR/CSMN : Martine MASSOUTIE, Véronique MASSON



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SOMMAIRE

1. INTRODUCTION ........................................................................................................................... 5

1.1. OBJET DU DOCUMENT ........................................................................................................ 5

1.2. DOCUMENTS DE REFERENCE ........................................................................................... 5

1.3. GLOSSAIRE .......................................................................................................................... 5

2. PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE LA STRATEGIE DE DEMANTELEMENT RETENUE 6

2.1. PRESENTATION DE L’INSTALLATION ................................................................................ 6

2.2. STRATEGIE ENGAGEE POUR LES DIX ANNEES APRES 2017 ......................................... 7

2.3. STRATEGIE POUR LE DEMANTELEMENT DE L’INB 53 ..................................................... 8

3. GENERALITES SUR LE DEMANTELEMENT .............................................................................. 9

3.1. PRINCIPES D’ORDRE METHODOLOGIQUE RELATIFS AU DEMANTELEMENT, A LA REMISE EN ETAT DU SITE ET A SA SURVEILLANCE ULTERIEURE ................................. 9

3.2. DISPOSITIONS PRISES A LA CONCEPTION POUR EN FACILITER LE DEMANTELEMENT............................................................................................................................................... 9

3.3. DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT AFIN DE GARANTIR LA CONSERVATION DE L’HISTORIQUE DE L’INSTALLATION ET L’ACCESSIBILITE AUX DONNEES ASSOCIEES 9

3.4. DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT AFIN DE GARANTIR LE MAINTIEN DES COMPETENCES ET LA CONNAISSANCE DE L’INSTALLATION ....................................... 10

3.5. ESTIMATION DES QUANTITES ET MODALITES DE GESTION DES DECHETS ISSUS DU DEMANTELEMENT ............................................................................................................. 11

3.5.1. Zonage déchets ............................................................................................................ 11

3.5.2. Catégorie de déchets – Filières d’évacuation de déchets ......................................... 12

3.5.3. Conditionnement, comptage et évacuation ................................................................ 13

3.5.4. Les effluents liquides radioactifs ................................................................................ 14

3.5.5. Organisation relative à la gestion des déchets .......................................................... 14

3.5.6. Estimation des quantités des déchets et des effluents issus du démantèlement ... 16

3.6. ETUDES A REALISER ET EVENTUELS TRAVAUX DE RECHERCHE ET DEVELOPPEMENT A MENER ............................................................................................ 16

3.7. CARACTERISATION A REALISER POUR CONSOLIDER LES HYPOTHESES PRISES EN COMPTE ............................................................................................................................. 17

3.8. IMPACT EVENTUEL SUR LE CYCLE DU COMBUSTIBLE ................................................. 17

4. DEROULEMENT DU DEMANTELEMENT .................................................................................. 17

4.1. DESCRIPTION ET JUSTIFICATION DE L’ETAT INITIAL VISE AU DEBUT DES OPERATIONS DE DEMANTELEMENT ET DES OPERATIONS PREPARATOIRES A MENER DANS LE CADRE DU REFERENTIEL DE FONCTIONNEMENT ......................................... 17

4.2. DEFINITION DES ETAPES DU DEMANTELEMENT ........................................................... 18

4.3. ÉCHEANCIER ENVISAGE, DUREE DES OPERATIONS .................................................... 18

4.4. DESCRIPTION DES TRAVAUX PREVUS ........................................................................... 18

4.5. IDENTIFICATION DES NOUVEAUX EQUIPEMENTS A CONSTRUIRE ET DES PRINCIPAUX PROCEDES ASSOCIES ...................................................................................................... 18

4.6. IDENTIFICATION DES OBJECTIFS DE SURETE, DE RADIOPROTECTION ET DE PROTECTION DE L’ENVIRONNEMENT ............................................................................. 18

4.6.1. Objectifs de sûreté ....................................................................................................... 18



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4.6.2. Objectifs de radioprotection ........................................................................................ 19

4.6.3. Objectifs de protection de l’environnement................................................................ 19

4.7. CONSOLIDATION DES ESTIMATIONS DES QUANTITES ET DES MODALITES DE GESTION DES DECHETS, PRECISIONS SUR LES QUANTITES ET LES MODALITES DE GESTION DES REJETS ET DESCRIPTION DE LA PRISE EN COMPTE DES RISQUES CLASSIQUES ...................................................................................................................... 20

4.7.1. Inventaire des déchets et filières associés ................................................................. 20

4.7.2. Effluents liquides et rejets atmosphériques ............................................................... 20

4.7.3. Risques classiques ...................................................................................................... 21

4.8. PRESENTATION DES PRINCIPAUX EIP ET AIP NECESSAIRES AU DEMANTELEMENT21

4.9. DESCRIPTION DES METHODOLOGIES D’ASSAINISSEMENT RETENUES (SOLS, GENIE CIVIL)................................................................................................................................... 23

4.10. ORGANISATION ENVISAGEE POUR GERER LES OPERATIONS DE DEMANTELEMENT............................................................................................................................................. 23

4.11. JUSTIFICATION DES CHOIX TECHNIQUES .................................................................... 24

5. ETAT FINAL ENVISAGE ............................................................................................................ 24

5.1. PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE L’ETAT FINAL RETENU ................................... 24

5.1.1. Objectif d’état final ....................................................................................................... 24

5.1.2. Etat physique final ........................................................................................................ 25

5.1.3. Etat radiologique .......................................................................................................... 25

5.2. PREVISIONS D’UTILISATION ULTERIEURE DU SITE ....................................................... 26

5.3. INCERTITUDES ASSOCIEES A LA DESCRIPTION DE L’ETAT FINAL .............................. 26

5.4. EVALUATION DE L’IMPACT DE L’INSTALLATION ET DU SITE ET MODALITES DE SURVEILLANCE .................................................................................................................. 26

5.4.1. Impact de l’installation et du site après atteinte de l’état final visé .......................... 26

5.4.2. Modalités de surveillance envisagées......................................................................... 26



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1. INTRODUCTION

1.1. OBJET DU DOCUMENT

Ce document constitue le plan de démantèlement requis par l’alinéa I de l’article 37 du décret [R1] dans le cadre de la déclaration d’arrêt définitif de l’installation. Ce document prend en considération les dispositions du guide ASN n° 6 Version Aout 2016 [R2]. 1.2. DOCUMENTS DE REFERENCE

[R1] Décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives modifié par le décret n°2016-846 du 28 juin 2016 relatif à la modification, à l'arrêt définitif et au démantèlement des installations nucléaires de base ainsi qu'à la sous-traitance

[R2] Guide ASN n° 6 - version du 30 août 2016 Arrêt définitif, démantèlement et déclassement des installations nucléaires de base

[R3] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base modifié par l’arrêté du 26 juin 2013

[R4] Décision n° 2010-DC-0173 de l'ASN du 05/01/10 fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvements et de consommation d'eau, de transfert et de rejets des effluents liquides et gazeux des INB

[R5] Règles générales d’exploitation de l’INB 53 (MCMF)

[R6] Arrêté du 15 mai 2006 relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées et des zones spécialement règlementées ou interdites compte tenu de l’exposition aux rayonnements ionisants ainsi qu’aux règles d’hygiène, de sécurité et d’entretien qui y sont imposées

[R7] Liste des EIP et AIP de l’INB 53 – DSN SEMD/LEM SURETE INB 53 LST 016 Indice 02

[R8] Lettre DSIN-FAR/SD3/n° 50232/01 du 12 avril 2001 transmettant des prescriptions techniques à l’INB 53 modifiées par la lettre DSIN-FAR/SD3/n°50652/01 du 29 novembre 2001

1.3. GLOSSAIRE

Terme / Sigle / Acronyme Définition / Signification

AIP Activité Importante pour la Protection

ASN Autorité de Sûreté Nucléaire

CEP Contrôles et Essais Périodiques

DNF Dernier Niveau de Filtration

EIP Elément Important pour la Protection

EIPC Elément Important pour la Protection lié aux accidents non radiologiques

EIPI Elément Important pour la Protection lié aux Inconvénients

EIPS Elément Important pour la Protection lié aux accidents radiologiques

FLS Formation Locale de Sécurité

FPI Fonction de Protection des Intérêts

INB Installation Nucléaire de Base

OPDEM Opérations Préparatoires au DEMantèlement



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RGE Règle Générale d’Exploitation

RS Rapport de Sûreté

SAFIR Supervision d’Alarme à Fibre optique et Informatique Répartie

THE Très Haute Efficacité

ZC Zone Contaminante

ZDC Zone à Déchets Conventionnels

ZNC Zone Non Contaminante

ZppDN Zone à production possible de Déchets Nucléaires

2. PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE LA STRATEGIE DE DEMANTELEMENT RETENUE

2.1. PRESENTATION DE L’INSTALLATION

L’Installation nucléaire de base n 53, plus communément nommée “ Magasin Central des Matières Fissiles - MCMF”, a pour fonction l’entreposage de matières fissiles non irradiées. Dans la suite du document le terme générique “ matières ” est utilisé pour désigner les matières nucléaires fissiles non irradiées. Cette installation est localisée sur le site du CEA de Cadarache situé sur la commune de Saint-Paul-lez-Durance, à l'extrémité nord-est du département des Bouches-du-Rhône, près des limites du Vaucluse, du Var et des Alpes-de-Haute-Provence. Les bâtiments du MCMF sont implantés dans la partie nord du CEA/Cadarache (Quartier de la Verrerie). L’INB 53 est constituée de trois bâtiments :

le bâtiment 418, qui comprend un bâtiment principal et un hangar reliés l’un à l’autre par un sas,

le bâtiment 419 qui constitue le poste de garde de zone,

le bâtiment 440 (préfabriqué) utilisé comme salle de réunion.



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L’entreposage des matières dans le MCMF était effectué dans le bâtiment 418 :

le bâtiment principal regroupe des cellules où étaient entreposées les matières uranifères et plutonifères et les mélanges (U, Pu),

le hangar composé de parcs où étaient entreposées exclusivement les matières uranifères

enrichies à 10 % et moins en 235U.

Le bâtiment principal est composé :

d’un rez-de-chaussée comprenant les locaux d’exploitation (bureaux, local contrôle-commande, vestiaires, sanitaires), le hall de déchargement, le groupe des cellules d’entreposage (15 cellules, une salle de confinement),

d’un sous-sol comprenant un local ventilation (équipements de ventilation, cuve à effluents suspects), un local HT/BT, un local vestiaire.

Le hangar abrite des zones d’entreposage délimitées au sol et un poste de transfert qui permettait de réaliser les opérations de transfert de matières du hangar. Une annexe est accolée au pignon sud-est du hangar et abrite le local du groupe électrogène fixe (GEF) et le local archives.

Les principales missions du MCMF étaient :

la réception et l’expédition des matières,

l’entreposage des matières.

Les activités associées étaient :

le contrôle des matières par des mesures physiques (spectrométrie gamma et comptage neutronique),

le transfert des aménagements internes (contenant les matières) entre emballages,

le contrôle périodique des emballages.

2.2. STRATEGIE ENGAGEE POUR LES DIX ANNEES APRES 2017

En 2001 [R8], l’ASN a notifié au CEA des prescriptions techniques requérant le désentreposage de toutes les matières nucléaires détenues au MCMF.

La vacuité de l’installation est prévue à fin 2017.

Ainsi, plus aucune matière radioactive ne sera entreposée au MCMF à cette date, hormis des sources radioactives utilisées dans le cadre des contrôles et essais périodiques d’appareils (balises de radioprotection, appareils de contrôle du personnel…) par le SPR de l’installation.

D’autre part, l’installation MCMF n’entrepose pas de produit chimique. Les seuls produits chimiques présents en faible quantité sont utilisés dans le cadre d’opérations de maintenance (huiles de vidange) ou d’éventuelles opérations de propreté radiologique.

Les opérations prévues pour les dix années futures après l’arrêt définitif de l’installation (fin 2017) sont :

- Des opérations de surveillance et d’entretien de l’installation,

- Des opérations de préparation au démantèlement qui consisteront notamment à conforter la caractérisation radiologique de l’installation par des analyses approfondies pour conforter la stratégie de démantèlement, envisager le déclassement de zones actuellement contaminantes et ainsi optimiser la gestion des déchets issus du démantèlement,

- Les opérations de démantèlement proprement dites à compter de l’entrée en vigueur du décret de démantèlement sur la base d’une transmission du dossier selon un article 37 du décret [R1].



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2.3. STRATEGIE POUR LE DEMANTELEMENT DE L’INB 53

L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) définit trois stratégies de démantèlement des

installations nucléaires (cf. document « Safety Requirements – decommissioning of Facilities Using

Radioactive Material » (Recommandation de sûreté – démantèlement des installations contenant des

matières radioactives) publié en 2006 par l’AIEA :

Le démantèlement immédiat : le démantèlement de l’ensemble de l’installation est engagé dès la fin

de l’exploitation, sans période d’attente.

Le démantèlement différé : les parties de l’installation contenant des substances radioactives sont

maintenues ou placées dans un état sûr pendant plusieurs décennies avant que les opérations de

démantèlement ne commencent (les parties « conventionnelles » de l’installation peuvent être

démantelées dès l’arrêt de l’installation).

Le confinement sûr : les parties de l’installation contenant des substances radioactives sont placées

dans une structure de confinement renforcée durant une période suffisamment longue pour atteindre

un niveau d’activité radiologique assez faible pour permettre la libération du site (les parties «

conventionnelles » de l’installation peuvent être démantelées dès l’arrêt de l’installation. Dans ce cas,

la surveillance ultérieure de l’installation est similaire à celle d’un site de stockage définitif de déchets.

Selon la nature de l’installation, sa taille et les activités réalisées (réacteur, laboratoire, usine, installation

du cycle du combustible, installation d’entreposage de matières ou de déchets, installation de traitement

d’effluents…), les durées des opérations de démantèlement varient de quelques années à plusieurs

dizaines d’années.

Plusieurs états peuvent être visés à la fin des opérations de démantèlement, allant d’une réutilisation du

site pour implantation de nouvelles activités nucléaires jusqu’à sa libération de toute contrainte nucléaire

et radiologique, éventuellement accompagnée de servitudes.

L’alinéa III de l’article 8.3.1 de [R3] précise que le délai envisagé entre l’arrêt définitif du fonctionnement

de l’installation et le démantèlement de celle-ci doit être aussi court que possible.

En accord avec la politique générale du Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives et celle recommandée par l’Autorité de sûreté nucléaire, la stratégie de démantèlement retenue consiste en un démantèlement immédiat : le démantèlement de installation sera engagé, sans période d’attente, après l’entrée en vigueur du décret de démantèlement. Cette stratégie permet notamment de ne pas faire porter le poids des démantèlements sur les générations futures, tant que les plans techniques que financiers. Elle permet également de bénéficier des connaissances et compétences des équipes d’exploitation, indispensables lors des premières opérations.

L’objectif de l’exploitant sera d’obtenir le déclassement de l’installation et la radiation de la liste des INB. Dans l’état final visé, la totalité des substances dangereuses, y compris non radioactives, ainsi que les déchets générés, auront été évacués de l’installation. Ces locaux pourront alors être libérés de toute contrainte nucléaire et être réutilisés comme un bâtiment conventionnel.

L’état final recherché pour le MCMF est tel qu’il permette de prévenir les risques que peut présenter l’installation pour la sécurité, la santé, la salubrité publiques, la protection de la nature et de



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l'environnement, pour une réutilisation des bâtiments de type industrielle ou de recherche, compte-tenu de la pérennité des activités nucléaires du site de Cadarache.

Une servitude de mémoire ou une restriction conventionnelle d’usage au profit de l’Etat ainsi que des servitudes d’utilité publique pourraient être toutefois mises en place sur le terrain d’assiette de l’installation et autour de celui-ci, afin de conserver la mémoire de la présence d’une ancienne installation nucléaire sur les parcelles concernées (information des acheteurs successifs).

3. GENERALITES SUR LE DEMANTELEMENT

3.1. PRINCIPES D’ORDRE METHODOLOGIQUE RELATIFS AU DEMANTELEMENT, A LA REMISE EN ETAT DU SITE ET A SA SURVEILLANCE ULTERIEURE

Les travaux de démantèlement et d’assainissement qui seront réalisés dans l’INB 53 ont un double

objectif :

démonter l’ensemble des équipements mécaniques,

procéder à un assainissement des structures des bâtiments nucléaires. L’état final retenu et sa justification sont présentés dans le chapitre 5 de ce document. Après déclassement de l’installation, la réutilisation de l'ensemble des locaux est envisagée sans contraintes radiologiques (radioprotection et zonage déchets) dans un cadre industriel ou scientifique. Après contrôles, si les terrains sur lesquels est implantée l’installation s’avèrent pollués, chimiquement ou radiologiquement, une stratégie de réhabilitation du site est définie en accord avec les usages futurs prévus. Cette stratégie est alors conduite selon les meilleures connaissances techniques du moment et permet de prévenir ou limiter de manière suffisante les risques ou inconvénients que peut présenter l’installation pour la sécurité, la santé, la salubrité publique ou la protection de la nature et de l’environnement.

3.2. DISPOSITIONS PRISES A LA CONCEPTION POUR EN FACILITER LE DEMANTELEMENT

Lors de la conception l’INB 53 (installation ancienne datant des années soixante), il n’a pas été prévu

explicitement de disposition particulière pour en optimiser le démantèlement ultérieur.

3.3. DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT AFIN DE GARANTIR LA CONSERVATION DE L’HISTORIQUE DE L’INSTALLATION ET L’ACCESSIBILITE AUX DONNEES ASSOCIEES

L’archivage des documents de l’installation est géré de manière à conserver l’ensemble des éléments

nécessaires au fonctionnement de l’installation (documents de conception et de construction, documents

d’exploitation, documents d’opérations particulières…) pendant la durée de vie de l’installation et jusqu’au

terme du démantèlement, dans des conditions garantissant leur préservation. Il répond aux règles

internes du CEA et à la norme ISO 9001.

L’archivage des documents est organisé de la manière suivante :

les documents de conception et de construction, d’exploitation et d’opérations particulières sont

référencés dans une base de données qui précise le lieu physique d’archivage. Ces documents sont

dans l’installation, dans un local équipé d’un système de protection contre les incendies;



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les documents plus récents d’exploitation et d’opérations particulières sont archivés informatiquement

dans une base de données GED (Gestion électronique des documents). Les documents papiers sont

aussi archivés dans l’installation. Enfin, en fonction des besoins, les documents plus anciens de divers

types (construction, plans…) ont été numérisés et archivés dans cette GED.

L’exploitant s’engage à maintenir les moyens nécessaires à cette gestion des documents d’exploitation,

pendant toute la durée du démantèlement.

Afin de garantir la conservation et l’accessibilité, l’intégralité des documents liés à l’exploitation et au

démantèlement de l’installation fera l’objet d’un traitement archivistique sous l’autorité de la cellule

archives du Centre (récolements, inventaires, classements, éliminations, conformément au plan de

classement et au tableau de gestion de l’installation). Les documents seront ensuite conservés sous la

responsabilité de cette cellule, dans le cadre de la convention liant le CEA et la direction des archives de

France.

3.4. DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT AFIN DE GARANTIR LE MAINTIEN DES COMPETENCES ET LA CONNAISSANCE DE L’INSTALLATION

L’exploitation de l’INB 53 est assurée par une unité constituée d’un chef d’installation et d’une équipe dont

les métiers sont de piloter les opérations d’exploitation et de maintenir l’installation en conditions

opérationnelles et sûres. Cette unité est rattachée à un service dont les missions sont de manager des

laboratoires dédiés aux pilotages d’INB qui sont en assainissement/démantèlement. Ce service est

rattaché à un département dont les missions sont de manager des services dont les activités sont axées

sur les transports de matières nucléaires, l’expertise et la caractérisation de déchets, la gestion d’INB en

assainissement/démantèlement ainsi que l’entreposage et le traitement des déchets radioactifs. Cette

organisation qui privilégie les métiers, chacun ayant un rôle bien défini, permet de maintenir, dans le

temps, les compétences nécessaires à l’exploitation de l’installation.

Enfin, le département exploitant bénéficie du retour d’expérience du démantèlement des installations de

Grenoble, dont il a la charge, en termes de gestion des compétences.

La conduite des opérations de démantèlement, au sens du management des projets, est assurée par

l’unité de la Direction de l’Energie Nucléaire dédiée au démantèlement des installations des centres civils.

Cette unité assure la conduite des projets d’assainissement et de démantèlement des sites civils du CEA,

ce qui permet d’avoir une vision globale des opérations de démantèlement, de profiter d’un REX important

et de capitaliser l’expérience acquise. Le Chef de projet est assisté de responsables de lot, de chargés

d’opérations et de cellules métiers.



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3.5. ESTIMATION DES QUANTITES ET MODALITES DE GESTION DES DECHETS ISSUS DU DEMANTELEMENT

Les modalités de gestion des déchets issus du démantèlement tiennent compte des solutions de gestion

existantes ou en projet, développées dans le cadre du Plan National de Gestion des Matières et Déchets

Radioactifs (PNGMDR).

3.5.1. Zonage déchets

Généralités

En France, la gestion des déchets issus d’une installation nucléaire est fondée sur une approche

géographique liée à l’établissement d’un zonage déchets de référence.

L’article 20 du décret [R1] stipule que l’exploitant rédige une étude sur la gestion de ses déchets, dite

« étude déchets », faisant état de ses objectifs pour réduire le volume, la toxicité chimique, biologique et

radiologique des déchets produits dans ses installations, et optimiser leur gestion.

L’arrêté du 7 février 2012 [R3] fixant les règles générales relatives aux Installations Nucléaires de Base

[R3] précise que cette étude déchets comporte un plan de zonage déchets.

Le guide n° 23 de l’ASN décrit le processus d’élaboration du zonage déchets des installations nucléaires

et les modalités de contrôle associées. Selon cette note guide, le zonage déchets est destiné à distinguer

les zones d’un site nucléaire où les déchets produits sont radioactifs ou susceptibles de l’être (ZppDN).

L’historique du zonage est assuré par des fiches qui garantissent la traçabilité, pour chaque local de l’INB,

du zonage déchet et de ses évolutions éventuelles.

Les locaux de chaque bâtiment de l’installation ont été classés en distinguant deux types de zones qui

définissent trois zones distinctes, conformément aux directives CEA (réf circulaire DSNQ 5A) en la

matière :

Zones à déchets conventionnels

Zone sans radioactivité ajoutée (ZSRA) :

C’est une zone à l’intérieur de laquelle les déchets produits ne sont ni contaminés ni activés dans les

conditions normales d’exploitation soit parce qu’il n’y a jamais eu de production, traitement, manipulation,

emploi, détention, stockage, manutention de substances radioactives ou d’utilisation d’appareils émetteurs

de particules pouvant générer une activation, soit parce que l’assainissement du volume intérieur de la

zone et l’assainissement de ses parois a éliminé toute contamination ou l’essentiel de l’activation qui

pouvait y avoir été contenue. Zone non contaminante (ZNC) :

C’est une zone à l’intérieur de laquelle les déchets produits ne sont ni contaminés ni activés dans les

conditions normales d’exploitation car les substances radioactives contenues ne sont pas susceptibles de

contaminer des déchets qui en sont issus et où il n’existe pas d’émission de particules pouvant générer

une activation des déchets qui en sont issus. Ceci, même si dans cette zone existent ou ont existé : une

production, un traitement, une manipulation, l’emploi, la détention, le stockage ou la manutention de

substances radioactives.



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Zone à production possible de déchets nucléaires

Zone contaminante (ZC) :

C’est une zone à l’intérieur de laquelle il existe des substances radioactives susceptibles de contaminer

des déchets sortants ou dans laquelle il y a et il y a eu émission de particules pouvant générer une

activation des déchets sortants.

Au regard de l’historique des activités de l’installation, il n’y a pas de déchets radiologiques contenant des produits toxiques ou complexants. Les locaux classés ZC du MCMF sont:

la salle de confinement et son sas,

le poste de transfert dans le hall de déchargement,

le local sources,

Tous les autres locaux du MCMF sont soit classés ZNC, soit ZSRA.

3.5.2. Catégorie de déchets – Filières d’évacuation de déchets

Généralités

Tous ces déchets sont gérés dans des filières d’évacuation, en accord avec les modalités de gestion

définies dans le Plan National de Gestion des Matières et des Déchets Radioactifs (PNGMDR). Ces

filières sont désignées par l’origine du déchet (radioactif ou conventionnel), par son devenir définitif ou par

les filières de traitement intermédiaire (exemple : incinération, valorisation, stockage).

Les déchets conventionnels

Les déchets conventionnels sont issus des zones ZSRA et ZNC des installations. Ils font l’objet d’une

classification codifiée à l’article R541-8 et ses annexes du code de l’environnement.

La réglementation classe les déchets conventionnels en trois catégories :

Déchets Dangereux (DD) : ces déchets présentent des risques pour la santé et l’environnement, qui

impliquent des précautions particulières pour leur élimination.

Déchets Non Dangereux (DND) : ils ne présentent pas de caractère toxique.

Déchets inertes : il s’agit de déchets naturellement stables du point de vue physique, chimique et

biologique, qui ne présentent pas de risque pour l’homme et l’environnement.

Le mode principal de conditionnement et d’évacuation des déchets conventionnels issus du

démantèlement s’effectue par bennes pour les déchets solides orientées en décharge ou recyclage,

ou en bonbonnes pour les déchets liquides.

L’ensemble des déchets conventionnels sont pris en charge par des entreprises spécialisées.

Les déchets radioactifs

La gestion des déchets radioactifs est effectuée conformément à loi n°2006-739 du 28 juin 2006 de

programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs et aux prescriptions du

PNGMDR.

Les déchets radioactifs (déchets solides et effluents liquides) sont issus des ZC de l’installation. Le

démantèlement de MCMF produira à plus de 95% des déchets de très faible activité (TFA).



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Afin de permettre une mise en place des modes de gestion adaptés aux différents déchets radioactifs,

ceux-ci sont classés en fonction de deux critères : leur niveau de radioactivité et leur période.

Les filières actuelles de traitement et de gestion des différents types de déchets de Cadarache pour les déchets issus du démantèlement du MCMF sont présentées dans le synoptique ci-dessous.

Filières de traitement des déchets solides à Cadarache dans le cas des déchets issus du démantèlement du MCMF

CIRES : Centre Industriel de Regroupement, d'Entreposage et de Stockage (ANDRA), nouveau nom du CSTFA

CSA : Centre de Stockage de l’Aube

CEDRA : Conditionnement et Entreposage de Déchets RAdioactifs

3.5.3. Conditionnement, comptage et évacuation

Après une mesure de leur radioactivité, les déchets issus des opérations de démantèlement sont triés, d’après les spécifications de prise en charge par les installations destinatrices (traitement ou exutoire), selon :

leur origine au sens du zonage déchets,

leur nature (solides, liquides, métalliques, plastiques, terres…),

leurs caractéristiques radiologiques (activités, spectres, catégorie de déchets).

Les colis de collecte des déchets sont conditionnés dans des emballages compatibles avec leur transport vers un exutoire. Ces colis de collecte sont décrits ci-après :

Déchets FMA-VC : les types de colis identifiés à ce jour pour cette filière sont :

les fûts 200 litres jaunes Andra (colis 2A) pour les déchets compactables,

les caissons 5 et 10 m3 Andra (colis 7C) pour les déchets non compactables,

les pots décanteurs 25 et 50 litres pour les filtres aspirateurs mobiles de chantier.

CIRES

TFA FMA-VC MA-VL



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Déchets TFA : ils sont conditionnés en fonction de leur nature physico-chimique (internes, métalliques, non métalliques, compactables ou non).

Parmi les emballages standards agréés par l’Andra retenus sur le centre de Cadarache, les types de colis retenus pour le conditionnement des déchets TFA issus du démantèlement de l’installation sont :

les fûts de 220 litres pour les déchets inertes et métalliques finement divisés, non compactables, avec risque de contamination labile,

les Grands Récipients Vracs Souples (GRVS) ou big-bags de 1 m3 pour les déchets inertes et non métalliques,

les conteneurs perdus 1 et 2 m3 (parois grillagées avec kit toilé ou parois pleines) pour les déchets métalliques non compactables sans risque de contamination labile et non métalliques,

les caissons 2 m3 réutilisables pour les déchets métalliques compactables.

Les déchets générés par les opérations de démantèlement seront évacués vers les centres de stockage de l’Andra (CSA et CIRES) conformément aux spécifications d’acceptation en vigueur lors du démantèlement. Avant évacuation, les déchets sont entreposés dans les zones dédiées de l’installation en fonction de leur type.

L’évacuation de déchets est réalisée conformément aux règles en vigueur au CEA Cadarache et dans le respect de la réglementation générale des transports.

3.5.4. Les effluents liquides radioactifs

Les effluents liquides radioactifs sont classés en différentes catégories, selon leur composition chimique,

leur niveau de radioactivité, leur origine et selon les spécifications d’accueil des stations de traitement des

effluents liquides.

les effluents radioactifs de catégorie FA (Faible Activité) seront envoyés vers l’installation AGATE,

les effluents radioactifs de catégorie MA/MAS (Moyenne activité/Moyenne Activité Spéciaux) seront traités à la STEL de Marcoule.

Actuellement, l’INB 53 ne produit que très peu d’effluents et uniquement des effluents transférés dans le réseau d’effluents industriels du Centre.

3.5.5. Organisation relative à la gestion des déchets

Gestion des déchets nucléaires

Les déchets radioactifs sont caractérisés et contrôlés aux différentes étapes de leur gestion de façon à répondre aux exigences de sûreté, aux exigences de la réglementation des transports et aux spécifications de prise en charge des exutoires. Toute unité productrice, représentée par son chef d’installation, a en charge l'établissement du zonage déchets des différents locaux qui la composent et de la gestion des déchets produits. Pour les déchets solides, l’unité a pour rôle de :

s’assurer de l’existence d’une solution de traitement et d’évacuation, avant de produire tout déchet radioactif ;

veiller au respect des spécifications de prise en charge pendant la production, notamment aux déclarations portant sur la nature des déchets et l’absence de produits interdits, l’activité des radionucléides et les masses de matières nucléaires contenues.

Pour les effluents liquides, l’unité s’assure que :



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toutes les dispositions ont été prises pour réduire autant que possible l’activité et le volume de ces

effluents ;

la gestion des effluents est en accord avec les spécifications du Centre de Cadarache.

Le DSN (Département de Services Nucléaires) a la mission d’assurer la gestion des déchets solides et des effluents du Centre de Cadarache. Cette gestion prend en compte l’ensemble des opérations concernant les déchets depuis leur production jusqu’à leur exutoire. En particulier, le service SGTD (Service de Gestion et de Traitement des Déchets) du DSN met en œuvre des contrôles et procédés de traitement et de conditionnement des déchets afin de pouvoir les évacuer vers les filières de traitement et de gestion adaptées. Ces opérations se font dans des conditions strictement réglementées de façon à mettre les déchets sous forme de colis agréés. L’ouverture et le maintien des filières d’évacuation des déchets sont assurés par le LMDE (Laboratoire Mesures, évacuation des Déchets et Exutoires) au travers d’agréments et d’acceptations délivrés par les exutoires. Les transports de déchets radioactifs à l’intérieur du Centre de Cadarache sont effectués par le Bureau Transports du DSN sous la responsabilité du Directeur. Ces transports concernent la transmission des déchets solides et effluents entre les différentes installations productrices et les installations de traitement ou d’entreposage. Les déchets conditionnés dans des colis envoyés par la route vers le Centre de stockage en surface de l’Andra sont gérés par le CEA Cadarache. Le transport est effectué par des sociétés agréées par l’Andra. La gestion des dossiers de prise en charge des déchets TFA par le Centre Industriel de Regroupement, d’Entreposage et de Stockage(CIRES) est assurée par le LMDE.

Gestion des déchets conventionnels

La gestion des déchets conventionnels est assurée par le Service Technique et Logistique (STL) et suit les principes définis dans le code de l’environnement. Le principe de base de gestion des déchets conventionnels est le traitement et la revalorisation ou l’élimination dans les filières conventionnelles existantes. On peut citer notamment la réutilisation, comme remblais, des bétons et gravats issus de la déconstruction des bâtiments conventionnels ou déclassés, après concassage approprié, afin de combler les cavités et les corps creux des ouvrages restant dans le sous-sol conformément à l’état final visé. Ainsi, les déchets conventionnels produits sont éliminés par les filières agréées adaptées à leur nature physico-chimique :

les déchets dangereux sont éliminés dans les Centres de stockage de classe 1 ;

les déchets non dangereux sont valorisés ou éliminés dans des Centres de stockage de classe 2 ;

les déchets inertes sont valorisés ou éliminés dans les Centres de stockage de classe 3. Les gravats provenant de la déconstruction des bâtiments conventionnels peuvent être valorisés en remblais.

Traçabilité des déchets

Déchets nucléaires solides

Les principales dispositions à respecter par le producteur sont les suivantes :

meilleure connaissance possible de la nature et de l’activité du déchet et conditionnement primaire selon les spécifications. La méthode recommandée est d’effectuer un tri au plus près de l’origine de à la production ;

émission d’une demande de prestation au DSN, accompagnée pour chaque colis d’une fiche suiveuse, carte d’identité du colis qui engage la responsabilité du producteur. La traçabilité repose en particulier sur cette fiche suiveuse, introduite dans la base de données CARAÏBES (voir ci-dessous) ;

garantie du respect par le producteur des différentes règles techniques et administratives décrites dans les spécifications de prise en charge des déchets.



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Les informations principales figurant sur la fiche suiveuse du colis sont les caractéristiques physico-chimiques et radiologiques du déchet, le producteur, le conditionnement primaire avec indication du volume et de la masse, le débit de dose… La gestion des déchets s’effectue à l’aide d’un système informatique, appelé CARAÏBES, qui assure la traçabilité des déchets radioactifs depuis leur production, en passant par leur traitement, jusqu’à leur entreposage ou leur stockage.

Effluents liquides

La gestion des effluents liquides potentiellement contaminés et radioactifs est basée sur une séparation des réseaux (collectes spécifiques) et sur la connaissance de leurs caractéristiques physico-chimiques et radiologiques. Ainsi, toute demande de prise en charge des déchets liquides (dans des cuves ou des bouteillons) nécessite la consignation de la cuve ou du récipient, un prélèvement d’échantillons et une analyse chimique et radiologique répertoriée selon le formalisme des unités en charge de ces analyses. Une fois les résultats de l’analyse connus, le producteur constitue un dossier de relevage en remplissant une demande de prestation et une fiche suiveuse et le transmet à l’installation AGATE ou vers un autre exutoire adapté. La traçabilité repose en particulier sur cette fiche suiveuse.

Concernant les déchets liquides non aqueux, ils sont entreposés dans les installations productrices. Leurs caractéristiques physico-chimiques et radiologiques sont tracées par les chefs d’installation et transmises au DSN dans le but de déterminer des filières d’évacuation existantes ou à créer.

3.5.6. Estimation des quantités des déchets et des effluents issus du démantèlement

Une estimation prévisionnelle de la quantité en fonction de la catégorisation de ces déchets a été effectuée et est présentée par le tableau suivant.

DESIGNATIONS QUANTITES UNITES

DESTINATIONS DECHETS

MA FA-VC FA-VC-TFA

TFA-TFA CONV

Equipements 5 tonne 0,1 0,9 4

Tuyauteries 4 kg 4

Charpentes 2,64 tonne 0,04 2,6

Matériels de manutention 2,2 tonne 0,4 1,8

Armoires électriques 1,56 m3 0,06 1,5

Gaîne de ventilation 40 m3 24 16

Chemins de câbles 1600 ml 30 1570

Bilan des matériaux "Non Métalliques"

Mobiliers et Divers 46 m3 3 43

Les effluents liquides radioactifs générés durant la période du démantèlement de l’INB 53 seront probablement du même type que ceux produits lors du fonctionnement normal mais en plus grande quantité du fait du nombre plus important d’intervenants pour les opérations de démantèlement. Ils dépendront également des modes opératoires mis en œuvre.

3.6. ETUDES A REALISER ET EVENTUELS TRAVAUX DE RECHERCHE ET DEVELOPPEMENT A MENER

Une analyse préliminaire n’a pas mis en évidence de difficulté particulière pour la réalisation de l’assainissement-démantèlement de l’installation MCMF. En particulier, il n’est pas nécessaire de réaliser de la recherche et développement pour la définition des scénarios de démantèlement conduisant à l’obtention de l’état final visé et pour la recherche de filières d’évacuation des déchets.



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3.7. CARACTERISATION A REALISER POUR CONSOLIDER LES HYPOTHESES PRISES EN COMPTE

Les caractérisations à réaliser concernent la consolidation radiologique de l’état des structures de l’installation pour la détermination des épaisseurs de matériaux à retirer pour enlever toute la radioactivité ajoutée.

3.8. IMPACT EVENTUEL SUR LE CYCLE DU COMBUSTIBLE

L’analyse préliminaire du démantèlement de l’INB 53 n’a pas conduit à l’identification d’impact sur le cycle du combustible.

4. DEROULEMENT DU DEMANTELEMENT

4.1. DESCRIPTION ET JUSTIFICATION DE L’ETAT INITIAL VISE AU DEBUT DES OPERATIONS DE DEMANTELEMENT ET DES OPERATIONS PREPARATOIRES A MENER DANS LE CADRE DU REFERENTIEL DE FONCTIONNEMENT

L’état initial au début des opérations de démantèlement se caractérisera par la vacuité de l’installation.

Ainsi, plus aucune matière radioactive ne sera entreposée au MCMF à cette date, hormis des sources radioactives utilisées dans le cadre des contrôles et essais périodiques d’appareils (balises de radioprotection, appareils de contrôle du personnel…) par le SPR de l’installation. L’objectif des opérations de préparation au démantèlement envisagées consistera notamment à conforter la caractérisation radiologique de l’installation par des analyses approfondies pour conforter la stratégie de démantèlement, envisager le déclassement de zones actuellement contaminantes et ainsi optimiser la gestion des déchets issus du démantèlement. Compte tenu de l’arrêt définitif et dans l’attente de l’engagement du démantèlement, conformément à l’article L. 593-26 du Code de l’Environnement, le CEA envisage pour réduire les risques ou inconvénients pour les intérêts protégés mentionnés à l’article L.593-1 du Code de l’environnement, de mener les Opérations préparatoires au démantèlement (OPDEM). Celles-ci comporteront :

1) L’évacuation de substances dangereuses ou radioactives : - vidange et rinçage des circuits des effluents liquides, - évacuation des déchets issus du fonctionnement de l’installation,

2) Des opérations de mise en ordre de l’installation comprenant notamment le démontage et l’évacuation des équipements inutilisés,

3) Des opérations de préparation : aménagements de locaux, préparation de chantiers, formation des équipes,

4) Des opérations visant à conforter la caractérisation de l’installation : réalisation de cartographies radiologiques, collecte d’éléments pertinents (historique de l’exploitation) en vue du démantèlement,

5) La modification ou l’adaptation de réseaux d’utilités pour tenir compte des futures opérations de démantèlement.

Ces opérations seront réparties en fonction de leurs modalités de traitement : réalisation sous couvert du référentiel de l’installation, autorisation ou déclaration au titre de l’article 26 ou 27 du décret [R1] et justifiées conformément au guide ASN n°6 [R2].



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4.2. DEFINITION DES ETAPES DU DEMANTELEMENT

Le démantèlement de l’installation est envisagé en cinq étapes majeures :

Première étape : dépose des équipements et procédés non encore démontés ;

Deuxième étape : assainissement et démantèlement de l’ensemble des utilités et installations techniques auxiliaires ;

Troisième étape : assainissement des structures ;

Quatrième étape : contrôles radiologiques finaux ;

Cinquième étape : réhabilitation du site (si nécessaire).

4.3. ÉCHEANCIER ENVISAGE, DUREE DES OPERATIONS

L’échéancier envisagé et la durée des opérations seront précisés dans le dossier établi selon les

dispositions de l’article 37 de [R1].

Au stade actuel des réflexions, la durée estimée pour les opérations de démantèlement devrait être de

36 mois hors aléa. Cette durée et l’échéancier associé feront l’objet d’une analyse complémentaire

compte tenu du réexamen en cours de la stratégie globale du démantèlement de l’ensemble des

installations nucléaires du CEA portant notamment sur la priorisation des opérations conformément à la

demande de l’ASN et de l’ASND du 21 juillet 2015.

4.4. DESCRIPTION DES TRAVAUX PREVUS

La description des travaux qu’il est prévu d’effectuer dans la phase de démantèlement de l’installation sera présentée dans le dossier établi selon les dispositions de l’article 37 de [R1]. Les opérations seront en particulier :

La finalisation des OPDEM (si nécessaire),

le démantèlement des structures internes aux locaux,

le démantèlement des circuits d’auxiliaires généraux,

le démantèlement des équipements des locaux techniques,

le démantèlement des cuves d’effluents liquides,

le démantèlement des équipements de manutention.

La méthodologie d'assainissement des structures de l’installation s'appuiera sur la méthodologie décrite dans le guide inter-exploitants (CEA DPSN/SSN/2011/109EF).

4.5. IDENTIFICATION DES NOUVEAUX EQUIPEMENTS A CONSTRUIRE ET DES PRINCIPAUX PROCEDES ASSOCIES

A l’heure actuelle, aucun nouvel équipement à construire n’est identifié.

4.6. IDENTIFICATION DES OBJECTIFS DE SURETE, DE RADIOPROTECTION ET DE PROTECTION DE L’ENVIRONNEMENT

4.6.1. Objectifs de sûreté

Les objectifs généraux de sûreté retenus pour les opérations de démantèlement seront similaires à ceux retenus en phase de fonctionnement. La sûreté nucléaire est l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation prises pour assurer le fonctionnement normal d'une installation nucléaire, pour prévenir les accidents ou en limiter les



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effets, aux stades de la conception, de la construction, de la mise en service, de l'utilisation, de la mise à l'arrêt définitif et du démantèlement d'une installation nucléaire ou d'un dispositif de transport de matières radioactives. La nature des risques qui seront analysés et pris en compte pour l’état initial et au cours des opérations de démantèlement des installations, découleront des opérations d’exploitation. En revanche, le niveau de ces risques sera différent et évoluera au fur et à mesure du démantèlement. Ces risques sont les risques nucléaires (risque de dissémination de matières radioactives, risque d’exposition externe,…) et les risques non nucléaires d’origine interne ou externe (risque lié à la manutention, risque d’incendie, risque électrique,…). La démarche de sûreté est basée sur des méthodes déterministe ou probabiliste traitant de chaque risque interne ou externe identifié et en appliquant les principes fondamentaux de la sûreté nucléaire : défense en profondeur, définition des éléments importants pour la protection des intérêts (EIP) et exigences associées, principes de radioprotection (dont le principe d'optimisation radiologique ALARA).

L'analyse des risques est conduite en plusieurs étapes :

identification des risques et de leurs conséquences potentielles,

analyse des défaillances afin de caractériser :

les moyens de prévention,

les moyens de surveillance, de détection et d'action,

les moyens de limitation des conséquences.

Les aspects tels que le facteur humain et la co-activité seront pris en considération dans l’analyse des différents risques.

4.6.2. Objectifs de radioprotection

La radioprotection est la protection contre les rayonnements ionisants, c'est-à-dire l’ensemble des règles, procédures et moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l’environnement. La radioprotection des travailleurs impose notamment aux exploitants d’installations nucléaires de base de s’assurer à tout moment que, en dessous des limites réglementaires en vigueur, toutes les expositions individuelles sont maintenues au niveau le plus bas qu’il est raisonnablement possible d’atteindre, compte tenu de l’état des techniques et des facteurs économiques et sociaux.

L’objectif de la radioprotection est de réduire l’exposition globale du personnel intervenant tout au long du démantèlement. Cet objectif se décline selon les deux axes ci-après :

limiter l’exposition externe à un niveau aussi faible que raisonnablement possible et, en tout état de

cause à des valeurs inférieures aux limites fixées par la réglementation qui ne sauraient constituer un

objectif en soi, et dans le respect des objectifs dosimétriques fixés par le CEA,

éviter toute contamination interne des travailleurs.

Cet objectif sera mis en œuvre, selon la démarche ALARA, à la conception des opérations, en définissant l’organisation du travail et les moyens adaptés pour limiter la dose pouvant être prise par les intervenants et, en phase de réalisation, pour réduire encore, autant que possible, la dose prise par les intervenants et bien entendu éviter toute contamination interne des travailleurs.

4.6.3. Objectifs de protection de l’environnement

Les principes généraux de gestion des déchets de l’installation, qui sont appliqués pendant la phase de fonctionnement de l’installation, seront reconduits pour la phase de démantèlement. Les objectifs à la base de cette gestion sont :



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La minimisation des volumes de déchets radioactifs produits ;

Le tri des déchets en fonction des filières de gestion définies, pour éviter notamment leur surclassement ;

La densification et l’optimisation du remplissage des conteneurs de déchets, afin de réduire le nombre des conteneurs produits ;

Le respect des spécifications de conditionnement, afin de maîtriser les risques liés à la dangerosité des déchets.

La minimisation des rejets d’effluents gazeux et liquides et la réduction des besoins en ressources (eau, gaz, électricité…) constituent également un des axes majeurs de la politique environnementale du CEA et de la démarche de développement durable et de progrès continu.

4.7. CONSOLIDATION DES ESTIMATIONS DES QUANTITES ET DES MODALITES DE GESTION DES DECHETS, PRECISIONS SUR LES QUANTITES ET LES MODALITES DE GESTION DES REJETS ET DESCRIPTION DE LA PRISE EN COMPTE DES RISQUES CLASSIQUES

4.7.1. Inventaire des déchets et filières associés

Un inventaire déchets détaillé sera réalisé dans le cadre des études de scénario de démantèlement nécessaires à l’établissement du dossier établi selon les dispositions de l’article 37 du décret [R1], afin de réévaluer les estimations présentées au paragraphe 3.5.6. Celui-ci permettra l’établissement de l’étude déchets de démantèlement.

Cet inventaire permettra ainsi de consolider le volume et la masse approximative des déchets qui seront générés lors du démantèlement pour chaque catégorie de déchets, et d'identifier la filière d’évacuation associée.

4.7.2. Effluents liquides et rejets atmosphériques

Effluents liquides

Les opérations de démantèlement produiront des effluents liquides radioactifs dont les volumes générés seront précisés lors des études de démantèlement pour tenir compte des modes opératoires retenus et des incertitudes qui y seront attachées. Ces effluents liquides seront transférés vers les installations de traitement appropriées.

Rejets atmosphériques

Les différents travaux liés au démantèlement et à l'assainissement de l’installation ne génèreront pas d'effluents atmosphériques conventionnels autres que les gaz issus du fonctionnement des moteurs thermiques des groupes électrogènes et des transports routiers. Les effluents gazeux radioactifs seront constitués des aérosols véhiculés par les réseaux de ventilation. Ces aérosols seront essentiellement produits par les travaux de découpe et d’assainissement. Les rejets d’aérosols seront maîtrisés par l’interposition de filtres THE entre les zones de travaux et les émissaires existants où ces rejets seront surveillés par les dispositifs de radioprotection suivants :

Le Moniteur Aérosol dans les Effluents Gazeux (MAEG), destiné à la surveillance en continu de la contamination de l’air par les aérosols radioactifs. L’enregistrement des mesures s’effectuera sur le TCR (Tableau de Contrôle des Rayonnements) implanté dans le local contrôle-commande de l’installation ;



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Le dispositif de prélèvement de rejet à la cheminée (DPRC), assurant le prélèvement continu des aérosols rejetés par accumulation sur un filtre et la mesure du volume d’air rejeté. Le filtre sera changé hebdomadairement [R4] et analysé par le laboratoire de surveillance de l’environnement du SPR du Centre.

Du fait du faible niveau de contamination des locaux et des équipements de l’installation, les volumes d’effluents gazeux radioactifs générés lors des opérations de démantèlement seront similaires à ceux produits en phase de fonctionnement, et seront précisés lors des études de démantèlement. Les volumes, les caractéristiques et les activités de ces rejets atmosphériques seront précisés dans le dossier de demande d’autorisation établi selon les dispositions de l’article 37 du décret [R1].

4.7.3. Risques classiques

La spécificité des risques liés à la sécurité classique, engendrés par les opérations de démantèlement, sera prise en compte lors des études de démantèlement. Les risques classiques induits par les travaux de démantèlement prévus sont d’origine non nucléaire, et comprennent : risque de chute de charges, risque lié au travail en hauteur, risque d’anoxie et d’asphyxie, risque électrique, risque lié à l’amiante… Les facteurs organisationnels et humains et la co-activité seront également pris en compte.

4.8. PRESENTATION DES PRINCIPAUX EIP ET AIP NECESSAIRES AU DEMANTELEMENT

Les fonctions de protection des intérêts, notées FPI, sont constituées des fonctions importantes pour la sûreté nucléaire et de fonctions complémentaires liées aux intérêts autres que la sûreté nucléaire. La liste actuelle des FPI pour l’INB 53 est donnée ci-après [R7] :

FPI 1 Maîtrise du confinement des matières radioactives

FPI 3 Maîtrise de la sous-criticité et de la réactivité

Fonctions liées aux inconvénients induits par le fonctionnement de l’installation :

FPI 9 Maitrise des impacts sur l'environnement

A compter de la date de vacuité de l’installation, cette liste devient :

FPI 1 Maîtrise du confinement des matières radioactives

FPI 9 Maîtrise des impacts sur l'environnement

La maitrise du confinement des matières radioactives correspond à la maitrise de la contamination surfacique susceptible d’être présente dans les zones de déchets nucléaires. La liste des Activités Importantes pour la Protection des intérêts (AIP) retenue pour l’INB 53 est présentée dans le tableau suivant :



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AIP n° AIP

Conception, modifications 1

Contrôles et essais périodiques, maintenance 2

Exploitation 3

Gestion des matières fissiles Gestion des sources radioactives

4

Organisation et gestion des compétences 5

Gestion documentaire 6

Gestion des écarts 7

Gestion des contrats, prestations, approvisionnement 8

Gestion des prélèvements d'eau et gestion des effluents 9

Gestion des déchets 10

Gestion des matières dangereuses 11

La liste des EIP considérant la vacuité de l’installation sera la suivante :

EIPS FPI AIP

Associée Exigence Définie (ED)

Equipements assurant :

. le confinement statique de la salle de

confinement . le confinement

dynamique

FPI 1

Intégrité du deuxième système de confinement (salle de confinement)

Maintien des cascades de dépressions lors des opérations susceptibles de créer une remise en

suspension de la matière radioactive

AIP 1 Respect des barrières de confinement

AIP 2

Contrôle d’efficacité des filtres Contrôle qualitatif périodique des calfeutrements de

toutes les traversées de parois et des joints des portes de la salle de confinement et de son sas Contrôle du taux de colmatage des filtres

AIP 3

Respect de la vérification de l’obtention de la cascade de dépression avant toute opération susceptible de

créer une remise en suspension de la matière radioactive



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EIPS FPI AIP

Associée Exigence Définie (ED)

Dispositif de surveillance

radiologique au poste de travail utilisé

FPI 1

Maintien du fonctionnement lors des opérations

nécessitant l’ouverture d’emballages

AIP 2 Contrôle périodique des détecteurs

AIP 3 Vérification du bon fonctionnement du dispositif de

surveillance radiologique avant toute opération nécessitant l’ouverture d’emballages

EIPI FPI AIP Associée

Exigence Définie (ED)

Dispositif de contrôle des rejets de l’Emissaire 42

Mesures Alpha global

FPI 9 AIP 9 Représentativité du prélèvement

Fonctionnement en continu. Mise en alarme

Circuit de rejet entre le DNF et le point de rejet

FPI 9 AIP 9 Etanchéité du circuit pour garantir le point de rejet

La liste des EIP et des exigences définies associées sera éventuellement complétée dans le cadre de la transmission de la demande d’autorisation selon les dispositions de l’article 37 du décret [R1] à l’issue des études des scénarios de démantèlement.

4.9. DESCRIPTION DES METHODOLOGIES D’ASSAINISSEMENT RETENUES (SOLS, GENIE CIVIL)

La méthodologie d’assainissement envisagée pour l’INB 53 s’appuiera sur les recommandations du guide inter-exploitants DPSN/SSN/2011/109EF.

Si l’objectif d’état final est atteint, la dosimétrie à l’intérieur et à l’extérieur des bâtiments ne sera imputable qu’à la radioactivité naturelle. La démarche utilisée sera décrite dans le dossier de méthodologie d'assainissement et de déclassement, transmis à l’Autorité de sûreté nucléaire avant le démarrage des travaux d’assainissement final. Ce dossier précisera notamment l’objectif d’assainissement et la méthodologie pour valider le caractère conventionnel des surfaces assainies, et la valeur d'activité résiduelle modélisée acceptable justifiée par une étude d’impact radiologique.

4.10. ORGANISATION ENVISAGEE POUR GERER LES OPERATIONS DE DEMANTELEMENT

Actuellement, la Direction de l’assainissement et du démantèlement nucléaire de la Direction de l’énergie nucléaire (DEN/DADN) a en charge, en tant que maître d’ouvrage, les opérations de démantèlement des installations nucléaires de la DEN. Actuellement, le Département des projets d’assainissement démantèlement de la Direction de l’énergie nucléaire (DEN/DPAD) a en charge, en tant que maître d’œuvre, ces opérations. Les opérations de démantèlement sont organisées en projet. L’organisation projet comporte un chef de projet, assisté de responsables de lot, de chargés d’opérations et de cellules métiers. Cette organisation suit le référentiel méthodologique de management de projet à la DEN (R2MP). Au niveau des installations, le chef d’installation est chargé de mettre en œuvre les actions nécessaires à la maîtrise des risques inhérents à son installation dans tous les domaines de la sécurité y compris la gestion des sources de rayonnements, des appareils contenant des sources ainsi que des appareils générateurs de rayonnements. Pour mener à bien ses différentes fonctions, le chef d’INB s’appuie sur un suppléant, qui assure les missions de chef d’INB en cas d’absence, de chargés d’opérations qui réalisent



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la surveillance des intervenants extérieurs au titre de l’arrêté du 7 février 2012 [R3], et de personnes en charge des activités transverses (sûreté, sécurité, criticité, qualité, environnement). Si les opérations de DEM sont confiées à des entreprises extérieures, celles-ci devront préalablement être acceptées par la CAEAR du CEA dans le cadre de la maîtrise des sous-traitants, conformément au chapitre II de l’arrêté du 7 février 2012 [R3]. La préparation du chantier et la réalisation des travaux se feront en suivant des procédures, modes opératoires et consignes, adaptés aux risques des techniques utilisées. Ces documents seront rédigés par les entreprises extérieures et approuvés par le Chef d’Installation. Ces documents seront conformes au référentiel de sûreté des opérations de DEM des installations, approuvé par l’ASN. Certaines prestations nécessaires au fonctionnement et au contrôle des installations sont assurées par des unités rattachées à la direction du centre du CEA Cadarache.

4.11. JUSTIFICATION DES CHOIX TECHNIQUES

La stratégie de démantèlement retenue implique un démarrage du démantèlement « au plus tôt », conformément aux préconisations de l’ASN et de l’arrêté [R3], sans période d'attente entre les phases d’exploitation et de démantèlement. Ce choix permet notamment de profiter au mieux des compétences et de la connaissance de l'installation du personnel d'exploitation encore présent. L’enchainement de la phase de démantèlement à la suite de la phase de fonctionnement sans période d’attente est conforté du point de vue de la radioprotection : la décroissance naturelle de la radioactivité avec le temps n’a aucun effet sur la dosimétrie du personnel dans le cas du MCMF (la plus grande partie des radionucléides présents dans l’installation a des périodes très longues).

La stratégie de démantèlement retenue intègre une phase d’opérations préparatoires au démantèlement pendant laquelle le niveau de risque engendré par la présence de matières nucléaires sera fortement réduit par l’évacuation prévue des matières.

La mise en œuvre des méthodes et techniques d’assainissement et de démantèlement prendra en compte les facteurs organisationnels et humains pour déterminer les conditions de réalisation sûre et efficace des activités et prévenir les risques d’actions inappropriées.

Les enjeux techniques associés aux opérations de démantèlement de l’INB 53 seront limités au regard du niveau de complexité réduit de l’installation. En effet, ce dernier ne comporte pas d’organe susceptible d’impliquer un risque notable de dissémination de la contamination (absence de rétention ou de circuit de fluide radioactif par exemple). De plus, le faible niveau d’activation des équipements et des structures sera de nature à réduire les contraintes de radioprotection lors des interventions du personnel pour les opérations de dépose ou d’assainissement.

Les choix techniques du point de vue de la sûreté nucléaire, de la radioprotection, de la gestion des déchets, des rejets d’effluents et des risques conventionnels seront justifiés sur la base des études de démantèlement. Ces choix se baseront notamment sur l'expérience acquise lors des opérations de démantèlement conduites précédemment par le CEA sur d’autres installations nucléaire de base.

5. ETAT FINAL ENVISAGE

5.1. PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE L’ETAT FINAL RETENU

5.1.1. Objectif d’état final

Les opérations de démantèlement et d’assainissement de l’installation MCMF auront pour objectif d’amener l’installation dans un état radiologique compatible avec une réutilisation industrielle des bâtiments sans contrainte radiologique. Si cet objectif n’est pas atteint en tout point de l’installation, des



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restrictions seront mises en place afin d’atteindre un impact acceptable et garantir une gestion adaptée dans le temps par des servitudes.

Si toute la radioactivité ajoutée pendant le fonctionnement ne pouvait être enlevée, le débit de dose dans les locaux serait très faible. En effet, le débit de dose est déjà faible à ce jour, avant même le démarrage des opérations d’assainissement et le rayonnement des radioéléments restants dans les murs et les sols sera absorbé en quasi-totalité par les dispositifs de fixation.

L’impact radiologique de l’installation sur ses futurs utilisateurs sera très faible, largement inférieure à la valeur repère de 0,3 mSv/an indiqué par l’AIEA. Pour ce qui concerne l’impact sur le public, il est déjà non significatif. A la fin des travaux :

tous les matériaux ou équipements ayant une radioactivité significative seront évacués,

l’état radiologique de l’installation justifiera le déclassement des locaux en zone non réglementée,

A ce stade, l’installation pourra être radiée de la liste des INB et une servitude de mémoire sera mise en place.

5.1.2. Etat physique final

À la fin des opérations de démantèlement et d’assainissement, l’état physique final des locaux sera le suivant :

les équipements ayant servi au démantèlement seront démontés et évacués,

les circuits d'eau et d'air, de gestion des effluents, ainsi que ceux utilisés pour le démantèlement

seront déposés et évacués,

les réseaux de ventilation seront déposés et évacués,

les émissaires de rejet des effluents gazeux radioactifs de l'installation seront assainis et/ou déposés,

les circuits de fluides seront déposés et évacués,

les circuits de collecte et d’entreposage des effluents seront déposés et évacués,

les moyens de manutention contaminés et/ou activés seront déposés et évacués,

les murs seront nus,

les parois (sols, murs, plafonds) et les portes seront assainies,

des réseaux électriques permettront d’alimenter un éclairage et les dispositifs de surveillance,

les descentes d’eaux pluviales seront maintenues en place,

des réaménagements seront réalisés, si nécessaire, pour assurer la sécurité du personnel.

5.1.3. Etat radiologique

L'assainissement (le génie civil et éventuellement les sols) conduira à assainir tout ce qui est raisonnablement possible. Pour les zones non techniquement assainissables, la valeur maximale préconisée par l’AIEA de 0,3 mSv/an sera respectée en fonction des scénarios de réutilisation future des bâtiments. L’objectif fixé pour l’état radiologique final de l’installation, sauf difficultés particulières évoquées précédemment, est un assainissement des structures permettant le déclassement des zones réglementées en zones non réglementées du point de vue du zonage radioprotection, et le déclassement des zones à déchets nucléaires en zone à déchets conventionnels du point de vue du zonage déchets.

Une cartographie sera réalisée à la fin des opérations afin de s’assurer du respect des objectifs visés.



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Compte-tenu du déclassement du zonage radioprotection à l’issue des opérations de démantèlement et d’assainissement, les conditions de circulation du personnel dans les locaux ne seront liées qu’à des contraintes de sécurité classiques.

Dans cette configuration, aucune mesure de surveillance ne sera conservée après déclassement de l’installation, en dehors de celles normalement dévolues à un bâtiment industriel classique.

5.2. PREVISIONS D’UTILISATION ULTERIEURE DU SITE

L’objectif du CEA est que l’installation puisse être, après démantèlement et assainissement final, déclassée et radiée de la liste des installations nucléaires de base, et qu’elle puisse être réutilisée pour tout type d’activité industrielle à caractère nucléaire ou non nucléaire, sans induire de risque en matière de radioprotection. En ce sens, plus aucune surveillance radiologique ne sera nécessaire à l’issue des déclassements (zonage radioprotection, zonage déchets).

Toutefois, afin de conserver la mémoire de cette installation, une restriction d’usage conventionnel au profit de l’état sera instituée.

5.3. INCERTITUDES ASSOCIEES A LA DESCRIPTION DE L’ETAT FINAL

Si l’atteinte des objectifs d’assainissement remet en cause la tenue du bâtiment, des travaux de démolition partielle ou totale du génie civil pourront être envisagés. Les incertitudes associées à la description de l’état final concernent également les sols sous les bâtiments non accessibles : l’état radiologique ne pourra être connu que lorsque les travaux de démantèlement seront effectivement terminés. Selon l’étendue de la contamination, une démarche d’optimisation de l’objectif d’assainissement conduisant toutefois à un impact acceptable pour un usage de type industriel, sera engagée.

5.4. EVALUATION DE L’IMPACT DE L’INSTALLATION ET DU SITE ET MODALITES DE SURVEILLANCE

5.4.1. Impact de l’installation et du site après atteinte de l’état final visé

L’objectif est que l’installation démantelée et son terrain d’implantation ne présentent aucun risque pour la santé, la salubrité publique ou la protection de la nature et de l’environnement pour un usage de type industriel.

5.4.2. Modalités de surveillance envisagées

En fin de travaux de démantèlement et d’assainissement, et après acceptation par l’ASN, tous les locaux pourront être déclassés en zones non réglementées (zonage radioprotection) et en zones à déchets conventionnels (zonage déchets), et l’installation radiée de la liste des INB. Dans cette configuration, aucune mesure de surveillance radiologique ne sera conservée, mais des moyens de surveillance classique subsisteront afin de maintenir les bâtiments en bon état.

Si le scénario de référence ne pouvait être complètement mis en œuvre, les dispositifs de fixation de la contamination résiduelle feraient l’objet d’une surveillance et de contrôles périodiques : contrôles visuels et mesures d’activité. Des dosimètres seraient également disposés dans plusieurs points de l’installation pour vérifier que le débit de dose ambiant est compatible avec les activités qui seront menées dans les bâtiments.

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