523 CHAPITRE LES DÉCHETS RADIOACTIFS ET LES SITES POLLUÉS 16 déchets FAVL. Les conseils municipaux des deux communes précitées ont décidé de se retirer du projet dans le courant de l’été 2009. L’ANDRA devra donc trouver des nouveaux sites potentiels. Un débat public sera organisé avant le choix de site définitif prévu à l’issue de la phase d’investigations approfondies. Les communes présélectionnées seront invitées à délibérer de nouveau, avant le choix de site, pour confirmer ou non leur candidature. Les déchets qui seront pris en charge dans ce centre de stockage sont principalement les déchets graphites et radifères mais comme demandé par le décret n° 2008-357 du 16 avril 2008, l’ANDRA étudie également la possibilité de prendre en charge d’autres types de déchets de faible activité et vie longue tels que des objets contenant du radium, de l’uranium et du thorium ainsi que des sources scellées usées à vie longue de faible activité ainsi que d’autres déchets issus du traitement des effluents liquides incorporés dans du bitume par un procédé d’enrobage et conditionnés dans des fûts métalliques. 3⎮ 4 La gestion à long terme des déchets de haute et moyenne activités à vie longue 3⎮ 4 ⎮ 1 La séparation/transmutation La séparation/transmutation vise à isoler puis transformer les radionucléides à vie longue présents dans les déchets radioactifs en radionucléides à vie courte ou en éléments stables. La séparation regroupe un ensemble de procédés ayant pour objectif de récupérer séparément certains radionucléides à vie longue, actinides mineurs et produits de fission. Ces espèces, reconditionnées, sont destinées à être transmutées par fission pour les actinides mineurs ou par capture de neutrons pour les produits de fission pour donner des nucléides à vie courte ou des atomes stables. Les études menées sur ce sujet sont complémentaires de celles effectuées par l’ANDRA sur un concept de stockage profond. En effet, l’emprise du stockage des déchets HAVL dépend des propriétés thermiques des colis de verre et d’une façon générale tout allongement de la durée d’entreposage permet de réduire l’emprise. Le dégagement de chaleur est majoritairement dû aux actinides mineurs après 300 ans, notamment à la présence d’américium 241. En leur absence, le temps de refroidissement de ces colis (quelques décennies pour l’entreposage d’attente) et l’emprise des installations de stockage pour les HAVL seraient réduits de l’ordre de 30%. La durée de la phase thermique se trouverait ramenée à une centaine d’années, due aux seuls produits de fission. La relation entre contenu en actinides mineurs, durée de l’entreposage et emprise souterraine du stockage permet des combinaisons pour optimiser le couplage entreposage/ stockage au regard d’autres critères, notamment économiques. Par ailleurs, l’inventaire de radiotoxicité des colis de verres est corrélé à la présence des actinides mineurs après quelques centaines d’années. Dans le cadre de l’étude de l’impact de scénario altéré tel l’intrusion dans le stockage, l’impact radiologique serait réduit. La loi du 28 juin 2006 et le PNGMDR orientent les études et recherches vers les possibilités industrielles de transmutation des actinides mineurs dans des réacteurs à neutrons rapides, critiques (RNR) ou sous-critiques (Accelerator Driven System – ADS) en relation avec celles menées sur les nouvelles générations de réacteurs nucléaires. La première échéance est en 2012 où le CEA doit selon la loi «fournir un rapport d’évaluation des perspectives de différentes filières industrielles de séparation-transmutation», comportant notamment un volet sur les bénéfices que la séparation-transmutation apporterait au stockage géologique. Après la promulgation de la loi du 28 juin 2006, les décisions stratégiques suivantes ont été prises par le Comité à l’énergie atomique du 20 décembre 2006. Les études et recherches sur les réacteurs critiques porteront sur les Opérateurs réalisant un assemblage de graphite dans un réacteur
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