Livre blanc du Tritium & bilan des rejets de tritium pour les INB

122 Le tritium dans les déchets des réacteurs d’EDF en cours de démantèlement En ce qui concerne la diffusion d’eau tritiée ou d’hydrogène tritié dans le béton, la migration du tritium produit par l’activation du lithium est mesurée dans le matériau béton pour évaluer son impact radiologique sur le chantier de démantèlement et dans les conditions d’exploitation et de stockage à long terme du déchet béton. Le principe du test consiste à faire diffuser de l’eau tritiée à travers une lame du béton à analyser en maintenant une eau tritiée à activité volumique constante à l’amont et en renouvelant l’eau à l’aval. On comptabilise ensuite l’activité ainsi récupérée au cours du temps. L’application des lois de la diffusion permet d’évaluer le coefficient de diffusion à travers la lame de béton (Figure 2) et de faire le calcul prévi- sionnel de la contamination en tritium susceptible d’avoir migré dans le béton étudié compte tenu des données de production répartie issue de l’activation du lithium. Des modélisations et expérimentations sont en cours avec le CEA. Elles traitent de l’évolution de la saturation et de la diffusion de tritium dans le béton du caisson du réacteur de Bugey 1 sous forme de diffusion liquide (HTO), gazeuse (HTO vapeur ou HT) ou mixte avec une production répartie dans le béton au prorata du flux neutronique et de la concentration en lithium. La lixiviation dumatériau dans l’eau (migration du tritiumdans l’eau) est mesurée parce que le démantèlement de quatre UNGG sur les six sera effectué sous eau pour diminuer l’impact dosimétrique des chantiers. En application des spécifications de l’Andra, un déchet conditionné doit vérifier des conditions précises de relâchement maximum dans de l’eau renouvelée (test de lixiviation). Ainsi, la lixiviation du déchet trempé est étudiée dans l’eau renouvelée en comptabilisant l’activité récupérée au cours du temps. A titre d’exemple, des mesures réalisées sur des carottes de graphite activé sont présentées ci-dessous. Figure 3 : Carottes graphite pour mesure de lixiviation. Pour être proche des essais classiques de lixiviation utilisés par l’Andra, le test a été effectué avec, pour milieu retenu pour la lixiviation, de l’eau préfigurant l’eau de démantèlement. Il a été pratiqué un dégazage des carottes avant lixiviation (mise sous vide qui améliore la pénétration de l’eau) pour obtenir les taux de relâchement en condition de démantèle- ment. Plusieurs résultats montrent un excellent confinement du tritium puisque son relâchement total reste inférieur à 2 millièmes (0,2%) de la quantité initiale. 7 Répartition des tonnages de déchets selon l’activité en tritium L’ensemble des résultats disponibles montre qu’une gran- de partie des déchets (bétons et ferrailles) qui contiennent du tritium est issue des réacteurs UNGG et du RNR. La teneur en tritium de ces déchets se situant entre quelques Bq/g et quelques centaines de Bq/g. Les valeurs les plus élevées sont atteintes pour certaines parties des bétons des caissons des réacteurs UNGG. Le graphite contenu dans les 6 réacteurs UNGG (18000 t) a des activités massiques en tritium de l’ordre de 1000 à 10 000 Bq/g. Les barres de commandes (quelques dizaines de tonnes), entreposées dans les réacteurs, présentent des activités en tritium de l’ordre de 10 7 Bq/g. 8 Filières de stockage Les déchets (bétons et ferrailles) sont admissibles dans les stockages en exploitation (CSTFA et CSFMA) au regard des spécifications actuelles des stockages et des résultats de mesures de dégazage obtenus sur différents lots de déchets. Le graphite relève du futur stockage faible activité et vie longue (FAVL) à faible profondeur, conçu pour maîtriser l’impact à long terme des radio-nucléides à vie longue qu’il contient (carbone 14 et chlore 36) et par conséquent l’impact du tritium. Les barres de commande relèvent du futur stockage haute activité et vie longue (HAVL) en couches géologiques profondes, en projet. Elles seront entreposées dans une installation dédiée (ICEDA) sur le site de Bugey en attente de l’évacuation vers le stockage HAVL. 9 Conclusions Les déchets que produira la déconstruction des 9 réacteurs arrêtés et des silos de Saint Laurent sont caractérisés finement pour établir l’inventaire radiologique et quantifier les relâchements des radio-nucléides mobiles en stockage, comme le tritium. Les résultats disponibles des évaluations, basées sur des approches expérimentales et théoriques, montrent que les déchets constitués de béton et de ferrailles sont évacuables en stockages de surface au regard des critères actuels d’acceptation dans ces filières. Les déchets de graphite qui sont les déchets en quantité significative contenant du tritium, sont destinés au futur stockage FAVL dont la conception à faible profondeur permettra de maîtriser l’impact des radio-nucléides à vie longue qu’ils contiennent (carbone 14 et chlore 36), et du tritium. Figure 2 : Diffusion à travers la lame de béton.

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