113 Rejets de tritium des CNPE d’EDF 3 Rejets de tritium des CNPE Les rejets de tritium des CNPE sont effectués conformément aux autorisations de rejets, spécifiques à chaque site. Ils représentent moins de 3 g.an-1 (1,0.1015 Bq.an-1) dans les rejets d’effluents liquides et un peu moins de 0,1 g.an-1 (3,4.1013 Bq.an-1) dans les rejets d’effluents gazeux pour l’ensemble des 58 tranches du parc d’EDF en exploitation en France. Les rejets moyens de tritium par tranche sont variables suivant le palier de puissance du réacteur (900, 1300 et 1450 MW). En effet, la production de tritium est liée : • à la quantité d’énergie produite, • à des paramètres de conception (présence de grappes sources secondaires par exemple, sur les paliers 1300 et 1450 MW), • au taux d’enrichissement du combustible utilisé, • à la durée des cycles de fonctionnement entre deux arrêts pour rechargement du combustible (de 12 à 18 mois suivant les tranches). Palier Nombre de tranches Rejets moyens de tritium liquide en TBq/an par tranche Limites réglementaires de rejets de tritium liquide en TBq/an par tranche 900 MW 34 11 20 à 40 1300 MW 20 27 30 à 50* 1450 MW 4 27 40 à 45* * La limite haute correspond à l’utilisation de combustible à Haut Taux de Combustion (HTC). Ce type de combustible ne sera finalement déployé que dans un seul réacteur, sur le CNPE de Nogent en 2010. Palier Nombre de tranches Rejets moyens de tritium liquide en TBq/an par tranche Limites réglementaires de rejets de tritium liquide en TBq/an par tranche 900 MW 34 0,2 2 1300 MW 20 0,82 2,5 à 4 1450 MW 4 0,3 2,5 4 Actions entreprises pour limiter les rejets de tritium et leurs impacts En raison des volumes d’effluents importants contenant des activités volumiques très faibles, il n’existe pas aujourd’hui de technique industrielle adaptée au piégeage du tritium dans les effluents radioactifs liquides des CNPE. Cependant, EDF poursuit ses recherches pour limiter les rejets de tritium. Ainsi, la production du tritium dans le circuit primaire des centrales à eau sous pression étant, comme nous l’avons vu, en majeure partie due à l’activation du bore 10, EDF a étudié les possibilités de substitution de cet élément chimique. En effet, le bore est présent dans le circuit primaire sous forme d’acide borique B(OH) 3 , dont la concentration est ajustable pour permettre de suivre les variations de réactivité pendant le cycle de fonctionnement du réacteur entre deux rechargements de combustible. Ainsi, sa concentration varie de 1500 à 1700 ppm au moment de la divergence du réacteur au redémarrage de la tranche, pour se stabiliser autour de 1000 à 1100 ppm à pleine puissance en début de cycle. Cette concentration diminue ensuite à raison de 3 à 4 ppm par jour pour tendre vers 0 ppm en fin de cycle. Le bore a été choisi comme modérateur neutronique car il dispose d’une bonne section efficace microscopique (760 barn). Cependant l’utilisation d’autres produits chimiques en substitution au bore a été évaluée par EDF. Ces produits doivent vérifier a minima les 5 critères suivants : •Critère1 :l’acideborique jouant un rôle primordial dans la maîtrise de la réaction neutronique et donc de la réactivité d’un réacteur nucléaire de puissance, la sélection d’un produit de substitution doit reposer principalement sur son caractère neutrophage. •Critère 2 : les substances retenues doivent être solubles, et être physiquement et chimiquement stables dans toutes les conditions de fonctionnement du circuit primaire. •Critère 3 : les substances retenues ne doivent pas engendrer, par activation neutronique dans le circuit primaire, de produits radiotoxiques susceptibles de mettre en cause l’estimation des conséquences radiologiques, la radioprotection ou le dimensionnement des bâtiments nucléaires et des systèmes de traitement des effluents. •Critère 4 : l’emploi des substances retenues ne doit pas présenter un danger pour l’intégrité de l’installation. On doit tout particulièrement étudier les effets de corrosion provoqués par les substances retenues sur les matériaux du circuit primaire. •Critère 5 : l’emploi des substances retenues doit êtremoins dangereux que l’acide borique pour la sécurité et la santé des travailleurs. L’application successive de ces 5 critères aux éléments chimiques neutrophages candidats (cadmium, dysprosium, erbium, europium, gadolinium, hafnium, indium, iridium, samarium), n’a permis de sélectionner aucun élément chimique ou aucune substance dérivée de ces derniers qui ne satisfasse parfaitement tous les critères exigés pour le remplacement de l’acide borique. Il en a été conclu par EDF qu’en l’état actuel des connaissances, le remplacement de l’acide borique dans le circuit primaire des CNPE, et la réduction de la production de tritium en découlant, était techniquement irréalisable. Par ailleurs, EDF étudie également les meilleures techniques disponibles (MTD) pour limiter l’impact de ses rejets de tritium. Des études ont ainsi été réalisées afin d’examiner la possibilité de réduire l’activité en tritium rejetée sous forme liquide, par l’utilisation de la décroissance radioactive par stockage dans des bâches. Mais cette solution aurait nécessité des quantités de stockage telles qu’elle n’aurait pu se faire à un coût raisonnable. Elle aurait par ailleurs engendré des risques supplémentaires, pour un gain dosimétrique négligeable. Ensuite une action importante d’optimisation des rejets de tritium sous forme gazeuse a récemment pu être réalisée. Elle est partie du constat que les rejets de tritium gazeux étaient beaucoup plus importants sur les CNPE du palier 1300 MW que sur les sites des autres paliers (900 et 1450 MW). L’origine de cette différence a été identifiée en 2005 sur le site de Cattenom où il a été démontré qu’une part importante du tritium gazeux provenait de l’évaporation dans des bâches de traitement des effluents du circuit primaire. Une campagne de modification a été lancée surl’ensembledesCNPEdumêmepalierafinderéduirel’évaporationdans ces bâches par la diminution du débit de ventilation. Ces modifications se sont achevées fin 2008 et commencent à montrer des résultats positifs. 2 NB : Sur ce palier, une modification va permettre de réduire les rejets gazeux. 3 L’estimation de l’impact dosimétrique dépend du site, du fait notamment de la prise en compte des habitudes alimentaires de la population du groupe de référence et de la dispersion/dilution atmosphérique des rejets dans le milieu récepteur (notamment pour les sites dits à orographie complexe comme Paluel, Penly ou encore Flamanville), et des conditions météorologiques. Tableau 2 : Rejets moyens de tritium gazeux par tranche en 2008. Tableau 1 : Rejets moyens de tritium liquide par tranche en 2008.
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