Brevet FR3020893A1 — publié le 20151113

La présente invention concerne un procédé pour un stockage sûr et sans danger de déchets radioactifs tels que de la terre, de la boue issue d'un traitement d'eaux usées et d'eaux résiduaires, des cendres provenant de chaudières, des décombres d'origine humaine et/ou naturelle, des champignons cultivés et/ou sauvages et des feuilles, et elle porte également sur le conteneur pour ce procédé. Selon le système de classification U.S., les déchets nucléaires sont classés en déchets de haute activité (les déchets transuraniens, les résidus de traitement de l'uranium) et les déchets de faible activité. En règle générale, pas moins de 99 % de la radioactivité totale dans les déchets nucléaires sont contenus dans les déchets de haute activité, tandis que les déchets de faible activité représentent la plus grande part, environ 85 % ou plus du poids total des déchets nucléaires produits. La terre, la boue, les cendres de générateurs, les décombres, les champignons sauvages, les feuilles mortes et autres matières similaires (appelés dans ce qui suit "déchets radioactifs") appartiennent aux déchets de faible activité. La pratique générale pour décontaminer des terres agricoles, des routes, des terrains scolaires et autres sites similaires radioactifs résultant d'un accident nucléaire consiste à enlever la terre de surface contaminée et, pour les maisons particulières et les bâtiments publics, à laver leurs toits à l'aide d'un jet d'eau. On assure ensuite une protection contre les déchets radioactifs enlevés en les stockant par exemple dans des sacs souples, des sacs de sable ou autres, puis on les isole. Le Ministère japonais de l'environnement a proposé des sites de stockage temporaire pour stocker et gérer sans problème une grande quantité de déchets radioactifs (document de brevet 1). Dans ces sites de stockage temporaire, des conteneurs souples, des sacs de sable et autres, remplis de déchets radioactifs, sont empilés sur une nappe d'arrêt-barrage à eau placée sur le sol. On assure une protection contre ces sacs souples et sacs de sable en mettant par-dessus de la terre de remplissage et des sacs de sable. Cependant, étant donné que la terre de remplissage et les sacs de sable utilisés pour la protection risquent euxmêmes d'être endommagés par la pluie, la neige, les tremblements de terre et d'autres causes, et que les sacs souples et sacs de sable contenant des déchets radioactifs présentent des densités et une épaisseur faibles . , l'humidité de la terre environnante peut pénétrer dans la nappe d'arrêt-barrage à eau, et les déchets radioactifs peuvent par conséquent contaminer à leur tour l'environnement proche (l'air, l'eau souterraine, etc.) du site de stockage temporaire. Pour améliorer les sites de stockage temporaire du type qui vient d'être décrit, les installations de stockage pour les matériaux radioactifs présentées dans le document de brevet 1 ont été proposées comme installations de remplacement. Dans les installations de stockage proposées, la protection contre les matériaux radioactifs est assurée par une structure en forme de dôme composée de tôles d'acier ondulées et enterrée dans le sol non contaminé. Pour ces installations de stockage, l'épaisseur de la tôle ondulée est de 0,6 cm, et la profondeur la moins grande du sol non contaminé est de 30 cm. On a calculé que ces valeurs permettaient de réduire de 90 % la dose de rayonnement. Dans ce calcul, les couches de demiatténuation de fer et de terre sont de 1,5 cm et de 5 cm, respectivement, et elles ne sont appliquées qu'au 137 Cs. Etant donné que, la dose de rayonnement de matériaux radioactifs est due au 134 Cs, au 137 Cs, au 60 Co et autres dans le rayon gamma, la précision de ce calcul reste incertaine. Dans une structure de stockage de protection contre les matériaux contenant des substances radioactives qui est présentée dans le document de brevet 2, on place des sacs remplis de terre contaminée sur une couche (nappe) d'arrêt barrage à eau inférieure, et on construit sur sa périphérie une enceinte de protection contre le rayonnement qui est composée de sacs de sable empilés ou de parois de retenue. La surface du haut des sacs est couverte avec un corps de recouvrement composé d'une poudre absorbant le césium radioactif, contenant l'un au moins des éléments suivants : zéolite, plomb, tungstène, sulfate de baryum, et autres, et une résine ou un caoutchouc mélangé à ceux-ci. Afin d'empêcher le contact avec l'eau, on couvre la structure de stockage d'un toit en forme de tente. Toutefois, l'effet de protection du corps de recouvrement de cette structure de stockage contre les rayons gamma et ses caractéristiques ne sont pas présentés. Aussi bien dans les installations de stockage pour matériaux radioactifs (document de brevet 1) que dans la structure de stockage pour des matériaux contenant des substances radioactives (document de brevet 2), la terre radioactive est placée dans un sac souple et/ou un sac de sable, qui ne peuvent ni l'un ni l'autre être protégés des rayons gamma. Toutefois dans un bâtiment de protection contre le rayonnement qui est présenté dans le document de brevet 3 suivant, un mélange de béton céramique hautement fonctionnel et de matériaux de construction (tels que du bois, du fer et du béton) est utilisé, sans adjonction de plomb ordinaire, d'alliage de plomb, de matériau contenant de l'antimoine ou autre. Dans un mode de réalisation, après avoir placé de la terre radioactive dans un premier caisson composé de béton céramique hautement fonctionnel d'une épaisseur de 5 cm, on a vu la dose de rayonnement descendre de 147 pSv/h à 7,5 μΞν/h, et on a obtenu un taux de protection de 94,9 %, qui correspond à une couche de demiatténuation de 1,165 cm du béton céramique hautement fonctionnel. Quand un deuxième caisson composé d'un béton céramique hautement fonctionnel d'une épaisseur de 5 cm a été placé autour du premier, la dose de rayonnement a encore diminué et est passée de 7,5 pSv/h à 2,0 pSv/h, et on a obtenu un taux de protection de 73,3 %, qui correspond à une couche de demi-atténuation de 2,622 cm. De plus, quand un troisième caisson composé d'un béton céramique hautement fonctionnel d'une épaisseur de 10 cm a été placé autour du deuxième, la dose de rayonnement a diminué et est passée de 2 pSv/h à 0,9 pSv/h, et on a obtenu un taux de protection de 55 %, qui correspond à une couche de demiatténuation de 8,681 cm. La dose de rayonnement finale de 0,9 pSv/h reste supérieure à la dose de rayonnement de 0,065 à 0,072 pSv/h de la ville de Fujinomiya, préfecture de Shizuoka, située à environ 330 km à vol d'oiseau de la centrale nucléaire endommagée par un tremblement de terre et un tsunami dans la préfecture de Fukushima. Etant donné que la couche de demi-atténuation du béton céramique hautement fonctionnel changeait avec les variations de doses de rayonnement, il semble probable que la densité était inégale et/ou que l'efficacité de la protection diminuait à des doses de rayonnement faibles. L'équation 1 suivante a été utilisée pour calculer la couche de demiatténuation (document de brevet 1) : TaUX de protection 1 = 1/[ (® P asseur de structure de protection + couche de demi-atténuation de structure de protection x ln2)j [Equation 1] De plus, un matériau de protection contre le rayonnement présenté dans le document de brevet 4 est réalisé par broyage ou moulage d'une boue aqueuse contenant de l'oxyde de magnésium et des débris de verre contenant du plomb, tel qu'un verre de tube à rayons cathodiques mis au rebut, suivi d'un séchage. Bien que le verre contenant du plomb puisse être formé comme une plaque présentant une épaisseur de 1 à 10 cm, l'efficacité (couche de demiatténuation), la densité, la dureté Mohs, etc. correspondantes ne sont pas présentées. Ce déposant a procédé à un test de décontamination sur le terrain pour une rizière radioactive, à l'aide de grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier (appelés dans ce qui suit grains carbonisés frittés), et a obtenu des résultats qui indiquent que des substances radioactives pouvaient être éliminées du sol agricole de demi-atténuation de structure de protection x ln2)j [Equation 1] De plus, un matériau de protection contre le rayonnement présenté dans le document de brevet 4 est réalisé par broyage ou moulage d'une boue aqueuse contenant de l'oxyde de magnésium et des débris de verre contenant du plomb, tel qu'un verre de tube à rayons cathodiques mis au rebut, suivi d'un séchage. Bien que le verre contenant du plomb puisse être formé comme une plaque présentant une épaisseur de 1 à 10 cm, l'efficacité (couche de demiatténuation), la densité, la dureté Mohs, etc. correspondantes ne sont pas présentées. Ce déposant a procédé à un test de décontamination sur le terrain pour une rizière radioactive, à l'aide de grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier (appelés dans ce qui suit grains carbonisés frittés), et a obtenu des résultats qui indiquent que des substances radioactives pouvaient être éliminées du sol agricole radioactif à l'aide de ce procédé. On a également constaté que le riz poli récolté dans le sol amélioré contenait un total de 30 Bq/kg de 134 Cs et de 137 Cs, c'est-à-dire moins que les nouvelles limites standard japonaises de 100 Bq/kg pour le radiocésium dans les aliments. Les détails sont présentés dans le document de brevet 5 ci-dessous. Les grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier sont formés par frittage et carbonisation d'une boue de papier émise par des usines de fabrication de papier qui utilisent du papier usagé ou des copeaux de bois ou les deux, et la composition de ces grains va être décrite dans ce qui suit. (1) La boue de papier émise par les usines de fabrication de papier qui utilisent du papier usagé ou des copeaux de bois ou les deux est traitée par frittage/carbonisation pour former des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier qui présentent un pH de 8 ou plus, et de préférence de 10 ou plus ; une valeur équivalente d'alcalinité de 1,0 à 4,0 meq/g (comme NaOH) et de préférence de 1,5 à 2,5 meq/g (comme NaOH) ; une capacité d'échange de cations de 1,0 à 4.0 meq/100 g (comme NH 4 + ) et de préférence de 1,5 à 3.0 meq/100 g (comme NH 4 + ) ; une conductivité électrique de 70 à 150 pS/cm ; une teneur en sodium de 0,0003 % ou plus ; et une teneur en potassium de 0,0003 % ou plus, et les grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier qui sont ainsi obtenus sont dispersés sur ou mélangés avec de la terre radioactive en vue d'une élimination des substances radioactives de celle-ci. (2) L'imprégnation de la boue de papier avec de l'iodure de potassium (KIK) seul ou de l'acide éthyldiaminetétracétique (EDTA) seul ou une combinaison de Kl et d'EDTA n'était pas comprise lors de la fabrication des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier. (3) La terre radioactive contient du 134 Cs et du 137 Cs radioactifs à une dose totale de 800 Bq/kg ou plus. (4) La dose des grains poreux carbonisés répartis sur ou mélangés avec la terre radioactive est de 0,1 à 6 kg/m 2 (0,5 à 50 kg/m 3 ) (0,1 à 6 pour cent par poids de terre sèche) et de préférence de 1,0 à 3,5 kg/m 2 (8 à 30 kg/m 3 ) (0,9 à 3,3 pour cent par poids de terre sèche). (5) La boue de papier présente une humidité de 50 % à 85 %, et après agglomération sous forme de boulettes et séchage, elle est pyrolysée dans un four de carbonisation et frittage à réduction à une température de 500°C à 1300°C, de préférence de 700°C à 1200°C. De plus, la carbonisation est réalisée de préférence à une température de 800°C à 1100°C. (6) Les grains poreux carbonisés contiennent, sur une base de poids sec à l'étuve, 15 % à 25 % de combustibles (contenant du carbone), 0,5 % à 3,0 % de Ti0 2 , 0,0001 % à 0,0005 % de Na 2 0, 0,0001 % à 0,0005 % de K 2 0, 15 % à 35 % de Si0 2 , 8 % à 20 % de AI2O3, 5 % à 15 % de Fe 2 C>3, 15 % à 30 % de CaO, 1 % à 8 % de MgO, et un équilibre de 0,5 % à 3,0 % (contenant des impuretés), le total de ceux-ci étant de 100 % ; et présentent un taux d'absorption d'eau de 100 % à 160 % selon JIS C2141, une surface spécifique de 80 à 150 m 2 /g selon le procédé d'adsorption BET, et une structure cellulaire interconnectée. (7) Les grains poreux carbonisés présentent un volume de porosité non inférieur à 70 %, un volume de porosité non inférieur à 1 000 mm 3 /g, un rayon de pore moyen de 20 à 60 μιη, et les pores présentant un rayon non inférieur à 1 μπι constituent pas moins de 70 % du volume de porosité total, et sont un mélange de formes variées telles que des formes sphérique, ovale, cylindrique ou autre, avec chacune une longueur d'axe de 1 à 10 mm, et une couleur noire. Documents de l'art antérieur Documents de brevet Document de brevet 1 : Demande de brevet japonaise non examinée n°2013-134226 Demande de brevet japonaise non Demande de brevet japonaise non Demande de brevet japonaise non Document de brevet 2 Demande de brevet japonaise non examinée n°2013-130403 Document de brevet 3 Demande de brevet japonaise non examinée n°2013-195416 Document de brevet 4 Demande de brevet japonaise non examinée n°2013-210342 Document de brevet 5 Demande de brevet japonaise non examinée n°2013-068459 Comme on l'a expliqué, étant donné que des installations de traitement pour déchets radioactifs ne sont pas encore établies, les procédés de décontamination les plus adaptés pour les substances radioactives ne sont pas disponibles actuellement. Dans la préfecture de Fukushima, où sont détectées dans certaines zones des substances radioactives provenant de la catastrophe de la centrale nucléaire du 11 mars 2011, la quantité de déchets radioactifs est d'au moins 250 000 tonnes, qui sont mises dans des sacs en vinyle bleu d'une tonne. Ces sacs sont empilés et stockés en haut de plateaux construits sur des montagnes environnantes et autour de maisons d'habitation et de rizières. Il y a actuellement 30 sites de ce type dans toute la préfecture. Les sacs bleus sont provisoires et sont conçus pour résister à l'environnement pendant 5 ans (www.foreignpolicy.com/articles/2014/02/20/250000 tons of radioactive_soil_in fukushima_japan). De plus, ces sacs bleus ne peuvent protéger que partiellement contre le rayonnement gamma provenant des déchets radioactifs qu'ils contiennent, et leur vie utile est limitée. Les plateaux construits temporairement risquent par conséquent d'être contaminés par les déchets radioactifs. Le but de la présente invention est de proposer un procédé pour protéger contre les déchets radioactifs, ainsi qu'un conteneur pour ces déchets. Plus spécifiquement, le procédé de l'invention doit satisfaire entièrement aux exigences de coût, de caractère pratique, de fiabilité et de sécurité, il doit protéger contre le rayonnement gamma émis à partir de déchets radioactifs, et il doit aussi permettre que la dose de rayonnement spatial sur le site de stockage soit similaire à celle d'un endroit situé à 330 km à vol d'oiseau de la centrale nucléaire de Fukushima où a eu lieu la catastrophe nucléaire. Dans la présente invention, on suppose que l'emplacement situé à 330 km à vol d'oiseau de la centrale nucléaire de Fukushima est un endroit (appelé dans ce qui suit "dose de rayonnement spatial à blanc") non influencé par le rayonnement gamma émis à cause de la catastrophe de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi. Ce but est atteint avec un procédé du type spécifié en introduction, grâce au fait qu'il comprend les étapes qui consistent à mélanger des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier, avec des déchets radioactifs, et à placer le mélange desdits grains et des déchets radioactifs dans un conteneur pourvu d'un couvercle et d'une plaque de base inférieure, le conteneur étant composé du même matériau que le couvercle et la plaque de base inférieure. Selon la présente invention, le conteneur peut être composé de béton, avec une épaisseur et une densité de 60 à 65 mm et de 2,0 à 2,4 g/cm 3 , respectivement. Le matériau du conteneur contient les grains poreux carbonisés, et l'épaisseur et la densité du conteneur sont de 60 à 65 mm et de 1,8 à 2,4 g/cm 3 , respectivement. Selon la présente invention, le matériau du conteneur contient du gravier, et la quantité des grains poreux carbonisés représente 15 % à 35 % du gravier. La présente invention prévoit aussi que le conteneur se compose de tôle d'acier, avec une épaisseur et une densité du conteneur de 10 à 15 mm et de 7,0 à 7,8 g/cm 3 , respectivement. Le mélange est réduit en cendres à 750°C à 950°C pendant 30 à 100 minutes, avant d'être placé dans le conteneur. Selon l'invention, les cendres obtenues par l'incinération du mélange sont mélangées avec des grains poreux carbonisés frittés dérivés de boue de papier, avant d'être placées dans le conteneur. La forme du conteneur est cylindrique polygonale avec au moins quatre angles, ou cylindrique circulaire. Dans le conteneur de la présente invention pour le procédé pour la protection contre des déchets radioactifs, les grains poreux carbonisés et les déchets radioactifs sont mélangés avant d'être placés dans le conteneur. Grâce aux caractéristiques qui viennent d'être présentées, le procédé et le conteneur de protection contre les déchets radioactifs selon la présente invention peuvent satisfaire entièrement aux exigences de coût, de caractère pratique, de fiabilité et de sécurité mentionnées précédemment, ils peuvent protéger contre le rayonnement gamma émis à partir de déchets radioactifs, et aussi permettre que la dose de rayonnement spatial sur le site de stockage soit similaire à celle d'un endroit situé à 330 km à vol d'oiseau de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi où a eu lieu la catastrophe nucléaire. Pour stocker temporairement ou en permanence des déchets radioactifs, construire une cuve est avantageux en termes de coût, d'emplacement et de caractère pratique. Avec le procédé et le conteneur de protection contre les déchets radioactifs de la présente invention, quand les déchets radioactifs sont en partie remplacés par les grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier ou par des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier imprégnée de chlorure de potassium, la dose de rayonnement gamma spatial autour d'une cuve de réception ou de stockage est similaire à la dose de rayonnement spatial à blanc, et l'avantage de la présente invention est donc que la fiabilité et la sécurité pour l'environnement et la santé peuvent être maintenues. Quand les déchets radioactifs, seuls ou mélangés avec des grains poreux carbonisés, sont réduits en cendres et que les cendres obtenues sont à nouveau mélangées avec les grains poreux carbonisés, le poids, le volume et le 134 Cs et le 137 Cs radioactifs diminuent, et le niveau de rayonnement gamma autour du site de stockage est égal à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc. Par conséquent une grande quantité de déchets radioactifs et de grains poreux carbonisés peut être placée dans un conteneur/une cuve composée par exemple de tôle d'acier, de béton ou de béton contenant des grains poreux carbonisés, sans poser de problème concernant la dose de rayonnement gamma spatial dans l'environnement du conteneur/de la cuve, et une conservation et un stockage à long terme sûrs et sans danger de ces grains sont possibles. D'autres buts, avantages et caractéristiques de la présente invention ressortiront plus clairement de la description détaillée suivante d'un mode de réalisation, donnée à titre d'exemple nullement limitatif en référence aux dessins annexés dans lesquels : la figure 1 est une vue en perspective schématique d'un conteneur/d'une cuve utilisée pour le procédé de protection contre les déchets radioactifs selon un mode de réalisation de la présente invention, la figure 2 est une vue en perspective schématique d'un conteneur utilisé pour le procédé de protection contre les déchets radioactifs selon un mode de réalisation de la présente invention, la figure 3 est une vue en perspective schématique d'un conteneur utilisé pour le procédé de protection contre les déchets radioactifs selon un mode de réalisation de la présente invention. Avec le procédé de protection contre les déchets radioactifs selon un mode de réalisation de la présente invention, des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier sont mélangés avec des déchets radioactifs, et le mélange obtenu est placé et stocké dans une cuve 1 qui sert de conteneur. La cuve 1 comprend un couvercle 2 et une plaque de base inférieure 4, et les matériaux de la cuve 1, du couvercle 2 et de la plaque de base 4 sont identiques. Selon l'Administration de la sécurité et de la santé au travail du Département américain du travail, les isotopes radioactifs 137 Cs et 60 Cs ont un effet nocif sur la santé humaine. La présente invention a étudié l'efficacité du fer (densité : 7,86 q/cm 3 ) et du béton (densité : 2,35 g/cm 3 ) pour la protection contre le 60 Cs et le 137 Cs. Les couches de demi-atténuation du fer et du béton dans la protection contre le 60 Cs sont respectivement de 20 mm et 61 mm (Commission internationale pour la protection contre les radiations, CIPR pub.21). Ces valeurs sont supérieures à celles du fer (1,5 cm) et du béton (4,9 cm) pour la protection contre le 137 Cs. Par rapport au 60 Cs, le 137 Cs a une demi-vie plus longue (30,17 ans contre 5,27 ans) et une énergie plus faible (0,6616 MeV contre 1,3325 MeV). Par conséquent la couche de demi-atténuation d'un matériau de protection contre le rayonnement gamma dépend de la densité du matériau et de l'énergie, plutôt que de la demi-vie des radio-isotopes contre lesquels il faut se protéger. La cuve 1 ne nécessite pas de structure de parois de retenue. La cuve 1 dans laquelle les déchets radioactifs doivent être placés se compose de tôle d'acier, de béton ou d'un autre matériau protégeant du rayonnement gamma émis à partir des déchets radioactifs, et elle est installée avec la plaque de base inférieure 4 posée sur le sol. Elle a par exemple la forme d'un cylindre polygonal régulier comportant au moins quatre coins, ou d'un cylindre circulaire, suivant la forme des déchets radioactifs enfouis. Pour faire face aux cas où une grande quantité de déchets radioactifs est stockée, le volume de la cuve 1 doit être d'au moins 1 000 m 3 . C'est comme cela qu'est formé un parc de stockage. Quand la forme de la cuve 1 est cylindrique circulaire, sont diamètre doit être égal à sa hauteur, pour que son volume soit maximal. Dans ce cas, la corrélation entre le volume (y) et le diamètre (x) de la cuve est exprimée par y = 0,7854x 3 (R 2 = 1) [Equation 2], et quand le volume de la cuve est de 1 000 m 3 , le diamètre et la hauteur de la cuve doivent être tous les deux de 10,838513 m. Quand des sacs cylindriques circulaires en vinyle (diamètre = hauteur = 1,0838513 m) présentant chacun un volume de 1 m 3 pour contenir une tonne de déchets radioactifs sont placés dans une cuve de stockaqe cylindrique circulaire d'un volume de 1 000 m 3 , le taux de remplissage n'est que de 78,5 %, parce que même si le sac cylindrique en vinyle a une forme circulaire, il occupera une surface carrée. C'est pourquoi la cuve 1 présente de préférence une forme cubique (10 m x 10 m x 10 m). En conséquence, le diamètre de la cuve cubique 1 est plus petit que celui de la cuve 1 de forme cylindrique circulaire, et quand on utilise un sac carré en vinyle d'un volume de 1 m 3 , le taux de remplissage de la cuve 1 est approximativement de 100 %. Pour augmenter le taux de remplissage quand on utilise une cuve de stockage cylindrique circulaire d'un volume de 1 000 m 3 , on place les déchets radioactifs directement dans la cuve de stockage, en vrac, sans utiliser de sac cylindrique circulaire ou carré d'un volume de 1 m 3 . Quand on utilise de la tôle d'acier comme matériau pour la cuve 1, une épaisseur d'environ 10 à 15 mm et une densité d'environ 7,0 à 7,8 g/cm 3 sont préférables ; quand on utilise du béton sans grains poreux carbonisés, une épaisseur d'environ 60 à 65 mm et une densité d'environ 2,0 à 2,4 g/cm 3 sont préférables, et quand on utilise du béton contenant des grains poreux carbonisés, une épaisseur d'environ 60 à 65 mm et une densité d'environ 1,8 à 2,4 g/cm 3 sont préférables. Quand le matériau de la cuve 1 est de la tôle d'acier, le couvercle 2 et la plaque de base inférieure 4 de la cuve 1 se composent de préférence d'un matériau qui est similaire à celui de la cuve 1 et qui présente à peu près la même épaisseur. Quand le matériau de la cuve 1 est du béton et que le couvercle 2 et la plaque de base inférieure 4 se composent eux aussi de béton, leur épaisseur est globalement égale à celle de la cuve 1. D'autre part, quand le matériau de la cuve 1 est du béton et que le couvercle 2 et la plaque de base inférieure 4 se composent de tôle d'acier, leurs épaisseurs sont à peu près égales, de l'ordre d'environ 10 à 15 mm. Le béton est composé de ciment, de sable et de gravier, et 15 % à 35 % de la teneur en gravier peuvent être remplacés par des grains poreux carbonisés. La dose de rayonnement gamma spatial autour de la cuve 1 composée de grains poreux carbonisés devient similaire à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc. Quand on remplace par des grains poreux carbonisés 20 % (en poids) de déchets radioactifs contaminés par du 134 Csc et du 137 Cs, qu'on mélange ensuite le tout et qu'on met dans la cuve 1 le mélange obtenu, la dose de rayonnement gamma spatial autour de la cuve 1 devient similaire à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc. En ce qui concerne la décontamination de déchets radioactifs contaminés par du 134 Csc et du 137 Cs, le degré de décontamination des grains poreux carbonisés avec du chlorure de potassium imprégné est approximativement deux fois plus élevé que celui des grains poreux carbonisés sans chlorure de potassium imprégné. Le rapport de mélange des grains poreux carbonisés avec des déchets radioactifs peut donc être réduit et passer de 20 % à 10 %. En conséquence, le taux de chargement de déchets radioactifs dans la cuve 1 sera accru. Quand des déchets radioactifs et un mélange de déchets radioactifs et de grains poreux carbonisés qui remplacent 20 % de ceux-ci sont réduits en cendres, et qu'une quantité de grains poreux carbonisés correspondant à 20 % de ces cendres est ajoutée puis mélangée à ces déchets pour former un mélange de cendres, la dose de rayonnement gamma de ce mélange de cendres est similaire à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc, et le 134 Cs et le 137 Cs sont également réduits. Le résultat est qu'on peut placer et stocker de manière sûre et sans danger ce mélange de cendres dans la cuve 1. Plus spécifiquement, quand des déchets radioactifs et un mélange de déchets radioactifs et de grains poreux carbonisés qui remplacent 20 % de ces déchets sont réduits en cendres à une température de 850°C pendant 90 minutes, le poids des déchets radioactifs et le poids du mélange des déchets radioactifs et des grains poreux carbonisés qui remplacent 20 % de ceux-ci diminuent chacun pour passer de 10 % à 15 %. On prévoit donc de pouvoir également réduire le volume du même pourcentage, environ. Etant donné que l'incinération réduit la dose de rayonnement gamma des déchets radioactifs jusqu'à une valeur proche de la dose de rayonnement gamma spatial à blanc, on estime qu'une grande quantité de cendres peut être placée dans la cuve 1 et que la dose de rayonnement gamma spatial autour de la cuve 1 est à peu près la même que la dose de rayonnement spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h. Quand des déchets radioactifs ou un mélange de déchets radioactifs et de grains poreux carbonisés, qui remplacent 20 % de ceux-ci sont réduits en cendres et qu'une quantité de grains poreux carbonisés correspondant à 20 % de ces cendres ainsi obtenues est ajoutée et mélangée, là encore, à ces déchets, le poids, le volume et le 134 Cs et le 137 Cs radioactifs du mélange de cendres obtenu diminuent tous, et la dose de rayonnement gamma devient similaire à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc. Par conséquent, le taux de remplissage des cendres obtenues, dans la cuve 1, augmente, la dose de rayonnement gamma spatial dans l'environnement de la cuve 1 ne pose pas de problème, et une conservation et un stockage à long terme sûrs et sans dangers sont donc possibles. Des exemples de la présente invention dont donnés dans ce qui suit. Pour confirmer l'efficacité de la protection contre les déchets radioactifs offerte par une cuve composée d'une tôle d'acier et par une cuve en béton, on a construit une cuve en tôle d'acier rectangulaire, une cuve en béton rectangulaire et une cuve en béton rectangulaire dans laquelle 15 % du gravier ont été remplacés par des grains poreux carbonisés, et on a réalisé les tests de protection. Comme échantillon de déchets radioactifs, on a recueilli au début de septembre 2013 de la terre radioactive dans une rizière du village d'Iitate, préfecture de Fukushima (la terre de certaines zones de la préfecture de Fukushima contenait des matières radioactives à cause de la catastrophe de la centrale nucléaire du 11 mars 2011). On a mesuré la dose de rayonnement gamma à l'aide d'un radiamètre de poche PDR-111 Hitachi-Aloka. Le 134 Cs et le Cs ont ete déterminés à l'aide d'un détecteur de germanium coaxial Canberra selon le "Manuel pour la mesure de rayonnement d'aliments dans des situations d'urgence" édité par le Ministère japonais de la santé, du travail et des affaires sociales, et "Spectrométrie de rayons gamma avec des détecteurs à semi-conducteurs au germanium" édité par le Ministère japonais de l'éducation, de la culture, des sports, des sciences et de la technologie. La dose de rayonnement gamma du sol contaminé des rizières était de 1,763 pSv/h, et le total du 134 Cs et du 137 Cs était de 26 914 Bq/kg (30277 Bq/kg en poids sec à l'étuve). Exemple de référence 1 La cuve en tôle d'acier était un tube d'acier carré laminé à froid pour la construction (BCR), d'une épaisseur de 6,05 mm, d'une largeur intérieure de 8,78 cm, d'une hauteur de 30,11 cm et d'une densité de 7,10 g/cm 3 . Le couvercle et la plaque de base inférieure étaient des tôles d'acier d'une largeur de 22,9 cm et d'une épaisseur de 8,90 mm. Après avoir fixé la cuve en tôle d'acier sur la plaque de base inférieure, on a placé dans la cuve 1 310 g en poids sec à l'étuve (1 853,6 g en poids sec à l'air) de jour Dose de rayonnement gamma spatial (pSv/h) Sur le couvercle Sol au niveau de la supérieur base moyenne σ moyenne σ Jour 1 0,104 0,010 0,111 0,012 Jour 8 0,097 0,013 0,104 0,009 Jour 15 0,097 0,014 0,099 0,005 Jour 22 * 0,097 0,009 0,095 0,011 Jour 29 * 0,095 0,008 0,090 0,010 * après que les grains poreux carbonisés ont été placés dans l'espace entre les tubes d'acier rectangulaires extérieur et intérieur. terre de rizière radioactive. On a couvert la cuve avec le couvercle et on a laissé reposer. La dose de rayonnement gamma a été mesurée sur le couvercle et sur le côté sol de la plaque de base inférieure pendant cinq minutes par mesure. Au Jour 15, une cuve en tôle d'acier extérieure, à savoir un tube de tôle d'acier rectangulaire laminé à froid présentant une épaisseur de 8,01 mm, une largeur intérieure de 18,35 cm, une hauteur de 30,11 cm et une densité de 7,18 g/cm 3 a été installée pour entourer la cuve en tôle d'acier mentionnée en premier. On a placé des grains poreux carbonisés dans l'espace de 4,18 cm entre les cuves en tôle d'acier extérieure et intérieure, et on a à nouveau couvert les cuves avec le couvercle et on les a laissées reposer. On a ensuite mesuré la dose de rayonnement gamma. Tableau 1 jour Dose de rayonnement gamma spatial (pSv/h) Sur le couvercle Sol au niveau de la supérieur base moyenne σ moyenne σ Jour 1 0,104 0,010 0,111 0,012 Jour 8 0,097 0,013 0,104 0,009 Jour 15 0,097 0,014 0,099 0,005 Jour 22 * 0,097 0,009 0,095 0,011 Jour 29 * 0,095 0,008 0,090 0,010 * après que les grains poreux carbonisés ont été placés dans l'espace entre les tubes d'acier rectangulaires extérieur et intérieur. Comme le montre le Tableau 1, le dosage a diminué et est passé d'une valeur initiale de 1,763 pSv/h à 0,097 pSv/h mesurée au Jour 15, et un taux de protection de 94,5 % a été obtenu. Les deux dernières mesures de rayonnement gamma ont été faites après l'installation de la Comme le montre le Tableau 1, le dosage a diminué et est passé d'une valeur initiale de 1,763 pSv/h à 0,097 pSv/h mesurée au Jour 15, et un taux de protection de 94,5 % a été obtenu. Les deux dernières mesures de rayonnement gamma ont été faites après l'installation de la cuve en tôle d'acier extérieure et après le chargement des grains poreux carbonisés. La valeur finale (0,090 à 0,095 pSv/h) était légèrement supérieure à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h. Exemple 1 Dans un test lors duquel 20 % de la terre de rizière radioactive ont été remplacés par des grains poreux carbonisés, un mélange de la terre de rizière radioactive (1 048 g en poids sec à l'étuve, 1482,9 g en poids sec à l'air) et de grains poreux carbonisés (262 g en poids sec à l'étuve, 266,6 g en poids sec à l'air) a été placé dans la même cuve en tôle d'acier que celle de l'Exemple de référence 1, et l'expérience a été menée selon la méthode décrite dans ledit exemple de référence 1, mais sans la cuve en tôle d'acier extérieure. Par rapport au mélange de terre de rizière radioactive et de grains poreux carbonisés, la dose de rayonnement gamma spatial de la terre de rizière radioactive d'origine a diminué de 72,1 % et est passée de la valeur initiale de 1,763 pSv/h à 0,491 pSv/h, et le total de 134 Cs et de 137 Cs a diminué de 27,9 %, c'est-à-dire qu'il est passé de 30227 Bq/kg en poids sec à l'étuve à 21 788 Bq/kg en poids sec à l'étuve. Ces résultats suggèrent qu'il y avait d'autres composants, dans le rayonnement gamma, contre lesquels il était plus facile de se protéger en présence de grains poreux carbonisés que de 134 Csc et de 137 Cs. Dans cet-exemple, le poids sec à l'étuve est le poids obtenu quand le taux d'humidité de la terre de rizière est de 0 %, c'est-à-dire que la terre de rizière est séchée à 105°C jusqu'à ce que son poids soit constant. jour Dose de rayonnement gamma spatial (pSv/h) Sur le couvercle Sol au niveau de la supérieur base moyenne σ moyenne σ Jour 1 ■ 0,101 0,006 0,087 0,006 Jour 2 0,103 0,008 0,085 0,008 Jour 8 0,096 0,006 0,084 0,007 Jour 21 0,080 0,010 0,080 0,005 Jour 28 0,078 0,008 0,080 0,006 Tableau 2 jour Dose de rayonnement gamma spatial (pSv/h) Sur le couvercle Sol au niveau de la supérieur base moyenne σ moyenne σ Jour 1 ■ 0,101 0,006 0,087 0,006 Jour 2 0,103 0,008 0,085 0,008 Jour 8 0,096 0,006 0,084 0,007 Jour 21 0,080 0,010 0,080 0,005 Jour 28 0,078 0,008 0,080 0,006 Une comparaison des Tableaux 1 et 2 montre que la dose de rayonnement gamma spatial, au Jour 1, du mélange de terre de rizière radioactive et de grains poreux carbonisés (Tableau 2) était légèrement inférieure à celle de la terre de rizière radioactive seule (Tableau 1), et que la valeur au jour 28 était approximativement égale à la dose de rayonnement gamma spatiale à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h. On pense que cela est dû à l'échange d'ions entre les grains poreux carbonisés et la substance radioactive dans la terre de rizière radioactive. Exemple de référence 2 La cuve composée de béton contenant des grains poreux carbonisés a été construite à partir de ciment, de sable, de gravier et de grains poreux carbonisés, sans utilisation d'acier de renforcement, et le taux de mélange était : 12 % de ciment, 24 % de sable, 51 % de gravier et 20,3 % de grains poreux carbonisés par rapport au gravier. Le corps principal, le couvercle et la plaque de base inférieure de la cuve en béton étaient composés des mêmes matières premières, avec les mêmes taux de mélange. Les caractéristiques techniques de la cuve composée de béton Une comparaison des Tableaux 1 et 2 montre que la dose de rayonnement gamma spatial, au Jour 1, du mélange de terre de rizière radioactive et de grains poreux carbonisés (Tableau 2) était légèrement inférieure à celle de la terre de rizière radioactive seule (Tableau 1), et que la valeur au jour 28 était approximativement égale à la dose de rayonnement gamma spatiale à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h. On pense que cela est dû à l'échange d'ions entre les grains poreux carbonisés et la substance radioactive dans la terre de rizière radioactive. Exemple de référence 2 La cuve composée de béton contenant des grains poreux carbonisés a été construite à partir de ciment, de sable, de gravier et de grains poreux carbonisés, sans utilisation d'acier de renforcement, et le taux de mélange était : 12 % de ciment, 24 % de sable, 51 % de gravier et 20,3 % de grains poreux carbonisés par rapport au gravier. Le corps principal, le couvercle et la plaque de base inférieure de la cuve en béton étaient composés des mêmes matières premières, avec les mêmes taux de mélange. Les caractéristiques techniques de la cuve composée de béton contenant des grains poreux carbonisés étaient les suivantes : une épaisseur de 61,02 mm, une largeur intérieure de 86,65 mm, une hauteur de 30,56 cm et une densité de 1 817 g/cm 3 . Celles du couvercle étaient les suivantes : une largeur de 34,85 cm et une épaisseur de 32,28 mm. Celles de la plaque de base inférieure étaient les suivantes : une largeur de 40,5 cm et une épaisseur de 32,73 mm. La cuve composée de béton contenant des grains poreux carbonisés a été utilisée pour la réalisation du même test de protection que celui effectué avec la cuve en tôle d'acier. La cuve en béton a été entourée par une cuve en béton extérieure le 25 eme jour, et le test de protection a été poursuivi après. Pour cette cuve en béton, les matières premières et leurs rapports de mélange étaient les mêmes que pour la cuve en béton intérieure, mais son épaisseur était de 61,94 mm, sa largeur extérieure de 34,52 cm et sa hauteur de 30,55 cm. L'espace entre les cuves en béton extérieure et intérieure était approximativement de 12 mm. Tableau 3 jour Dose de rayonnement gamma spatial (pSv/h) Sur le couvercle Sol au niveau de la supérieur base moyenne σ moyenne σ Jour 1 0,104 0,010 0,115 0,012 Jour 10 0,101 0,011 0,104 0,009 Jour 25 0,097 0,010 0,099 0,005 Jour 40 * 0,090 0,010 0,095 0,011 Jour 51 * 0,090 0,017 0,090 0,010 * après que la cuve rectangulaire intérieure a été entourée par la cuve rectangulaire extérieure. jour Dose de rayonnement gamma spatial (pSv/h) Sur le couvercle Sol au niveau de la supérieur base moyenne σ moyenne σ Jour 1 0,104 0,010 0,115 0,012 Jour 10 0,101 0,011 0,104 0,009 Jour 25 0,097 0,010 0,099 0,005 Jour 40 * 0,090 0,010 0,095 0,011 Jour 51 * 0,090 0,017 0,090 0,010 * après que la cuve rectangulaire intérieure a été entourée par la cuve rectangulaire extérieure. Le test de protection a été effectué pendant 51 jours à l'aide d'une double structure de protection composée des cuves en béton extérieure et intérieure. La valeur finale (0,090 pSv/h) de la dose de rayonnement gamma spatial était légèrement supérieure à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h (Tableau 3) et était globalement la même que le résultat du test de protection qui utilisait la cuve en tôle d'acier (Tableau 1). On a par conséquent procédé à un test pour confirmer l'effet de l'adjonction de grains poreux carbonisés à la terre de rizière radioactive. Exemple 2 Comme pour le test de protection qui utilisait la cuve en tôle d'acier, un mélange de terre de rizière radioactive et de grains poreux carbonisés, avec un rapport de poids sec à l'étuve de 4:1, a été mis dans une cuve en béton intérieure, et le test a été effectué selon la méthode de l'Exemple de référence 2, mais sans la cuve en béton extérieure. Comme dans le cas de l'Exemple 1 de la cuve en tôle d'acier, la valeur au jour 51 était presque équivalente à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h. Les résultats sont indiqués sur le Tableau 4. jour Dose de rayonnement gamma spatial (ySv/h) Sur le couvercle Sol au niveau de la supérieur base moyenne σ moyenne σ Jour 1 0,097 0,010 0,110 0,012 Jour 8 0,090 0,010 0,104 0,010 Jour 20 0,083 0,009 0,092 0,008 Jour 36 0,080 0,010 0,084 0,011 Jour 51 0,077 0,007 0,080 0,008 Tableau 4 jour Dose de rayonnement gamma spatial (ySv/h) Sur le couvercle Sol au niveau de la supérieur base moyenne σ moyenne σ Jour 1 0,097 0,010 0,110 0,012 Jour 8 0,090 0,010 0,104 0,010 Jour 20 0,083 0,009 0,092 0,008 Jour 36 0,080 0,010 0,084 0,011 Jour 51 0,077 0,007 0,080 0,008 Exemple 3 Pour augmenter le taux de remplissage de la terre de rizière radioactive dans la cuve de stockage, on a réduit en cendres la terre de rizière dans un four électrique à 850°C pendant 90 minutes. La teneur en cendres de ladite terre de rizière radioactive seule et le mélange de grains poreux carbonisés et de terre de rizière radioactive étaient de 89,67 % et de 86,03 %, respectivement. Ainsi, l'incinération a réduit de 10 % à 15 % le poids de la terre de rizière radioactive, et on prévoit que le volume de celle-ci soit réduit suivant des pourcentages similaires. Comme l'indique le Tableau 5 ci-dessous, étant donné que les cendres de la terre de rizière radioactive seule et le mélange de grains poreux carbonisés et de terre de rizière radioactive présentaient des doses de rayonnement gamma spatial proches de la dose de rayonnement gamma spatial à blanc, on pense que si les cendres devaient être mises et stockées dans une cuve telle qu'une cuve en tôle d'acier, une cuve en béton ou une cuve en béton contenant des grains poreux carbonisés, la dose de rayonnement gamma spatial de l'environnement de la cuve serait réduit à une valeur Exemple 3 Pour augmenter le taux de remplissage de la terre de rizière radioactive dans la cuve de stockage, on a réduit en cendres la terre de rizière dans un four électrique à 850°C pendant 90 minutes. La teneur en cendres de ladite terre de rizière radioactive seule et le mélange de grains poreux carbonisés et de terre de rizière radioactive étaient de 89,67 % et de 86,03 %, respectivement. Ainsi, l'incinération a réduit de 10 % à 15 % le poids de la terre de rizière radioactive, et on prévoit que le volume de celle-ci soit réduit suivant des pourcentages similaires. Comme l'indique le Tableau 5 ci-dessous, étant donné que les cendres de la terre de rizière radioactive seule et le mélange de grains poreux carbonisés et de terre de rizière radioactive présentaient des doses de rayonnement gamma spatial proches de la dose de rayonnement gamma spatial à blanc, on pense que si les cendres devaient être mises et stockées dans une cuve telle qu'une cuve en tôle d'acier, une cuve en béton ou une cuve en béton contenant des grains poreux carbonisés, la dose de rayonnement gamma spatial de l'environnement de la cuve serait réduit à une valeur similaire à la dose de rayonnement gamma spatial de 0,065 à 0,072 pSv/h. Par rapport à la terre de rizière radioactive, le total de 134 Cs et de 137 Cs du mélange de grains poreux carbonisés et de terre de rizière radioactive a été réduit de 27,9 % (passant de 30 227 Bq/kg en poids sec à l'étuve à 21 788 Bq/kg en poids sec à l'étuve) comme dans le cas de l'exemple de référence 1. Cependant, après incinération de la terre de rizière radioactive elle-même et u mélange de grains poreux carbonisés et de terre de rizière radioactive, les résultats pour le 134 Cs et le 137 Cs étaient approximativement les mêmes que pour les échantillons avant incinération. La dose de rayonnement gamma spatial a donc été réduite par l'incinération, mais on n'a observé aucun changement pour le 134 Cs et le 137 Cs. Tableau 5 Composants Terre de Mélange de rizière terre de radioactive rizière seule radioactive et de 20 % de grains poreux carbonisés Teneur en cendres moyenne 89,67 86,03 (%) σ 0,79 Dose de rayonnement gamma (pSv/h) Terre de rizière moyenne 1,281 0,148 contaminée σ 0,124 0,015 cendres moyenne 0,082 0,078 σ 0,010 0,007 Radiocésium (Bq/kg en poids sec à l'étuve) Terre de rizière 134 Cs 8 309 6 025 contaminée 137 Cs 21 918 15 763 Total 30227 21 788 cendres 134 Cs 8 233 6573 137 Cs 21 074 17 299 Total 29307 23 871 Exemple 4 Etant donné que la dose de rayonnement gamma de la cendre dans l'Exemple 3 était légèrement supérieure à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h, cette cendre a été additionnée de grains poreux carbonisés dans une quantité correspondant à 20 % de celui-ci (pourcentage par rapport au poids de la cendre), puis mélangée. Après avoir laissé le mélange reposer Composants Terre de Mélange de rizière terre de radioactive rizière seule radioactive et de 20 % de grains poreux carbonisés Teneur en cendres moyenne 89,67 86,03 (%) σ 0,79 Dose de rayonnement gamma (pSv/h) Terre de rizière moyenne 1,281 0,148 contaminée σ 0,124 0,015 cendres moyenne 0,082 0,078 σ 0,010 0,007 Radiocésium (Bq/kg en poids sec à l'étuve) Terre de rizière 134 Cs 8 309 6 025 contaminée 137 Cs 21 918 15 763 Total 30227 21 788 cendres 134 Cs 8 233 6573 137 Cs 21 074 17 299 Total 29307 23 871 Exemple 4 Etant donné que la dose de rayonnement gamma de la cendre dans l'Exemple 3 était légèrement supérieure à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h, cette cendre a été additionnée de grains poreux carbonisés dans une quantité correspondant à 20 % de celui-ci (pourcentage par rapport au poids de la cendre), puis mélangée. Après avoir laissé le mélange reposer pendant 3 jours, on a mesuré la dose de rayonnement gamma du mélange de cendre et de grains poreux carbonisés. Comme le montre le Tableau 6, quand on a ajouté des grains poreux carbonisés à la cendre de la terre de rizière radioactive seule, il n'y a pas eu de changement dans la dose de rayonnement gamma. Mais quand on a ajouté des grains poreux carbonisés à la cendre du mélange de grains poreux carbonisés et de terre de rizière radioactive, la dose de rayonnement a été approximativement la même que la dose de rayonnement gamma spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h. Par conséquent, le procédé approprié pour une conservation et un stockage sûrs et sans danger de la terre de rizière radioactive est le suivant. La terre de rizière radioactive est tout d'abord mélangée avec des grains poreux carbonisés, puis réduite en cendres. La cendre obtenue est à nouveau mélangée avec des grains poreux carbonisés, puis placée et stockée dans une cuve telle qu'une cuve en tôle d'acier, une cuve en béton ou une cuve en béton contenant des grains poreux carbonisés. Après que des grains poreux carbonisés ont été ajoutés aux cendres de la terre de rizière radioactive, la dose de rayonnement gamma spatial était légèrement supérieure à la dose de rayonnement gamma spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h, mais similaire à la valeur relevée avant l'adjonction des grains poreux carbonisés. D'un autre côté, le total des radiocésiums avait diminué de 24 % (passant de 29 307 Bq/kg en poids sec à l'étuve à 22 354 Bq/kg en poids sec à l'étuve). En conséquence, quand le mélange ainsi obtenu est mis et stocké dans une cuve telle qu'une cuve en tôle d'acier, une cuve en béton ou une cuve en béton contenant des grains poreux carbonisés, un stockage à long terme sûr et sans danger est possible. Quand des grains poreux carbonisés ont été ajoutés aux cendres du mélange de grains poreux carbonisés et de terre de rizière radioactive, la dose de rayonnement gamma spatial obtenue était approximativement la même que la dose de rayonnement gamma spatial à blanc de 0,065 à 0,072 pSv/h, et les radiocésiums avaient diminué d'environ 40 % (passant de 23 871 Bq/kg en poids sec à l'étuve à 14 878 Bq/kg en poids sec à l'étuve) par rapport aux teneurs relevées avant l'adjonction de grains poreux carbonisés. En conséquence, quand le mélange ainsi obtenu est mis et stocké dans une cuve telle qu'une cuve en tôle d'acier, une cuve en béton ou une cuve en béton contenant des grains poreux carbonisés, un stockage à long terme sûr et sans danger est possible. Tableau 6 Composants Cendre de Cendre de terre de mélange de rizière terre de contaminée rizière seule + 20 % contaminée de grains et de 20 % poreux de grains carbonisés poreux carbonisés Dose de rayonnement gamma (pSv/h) Avant moyenne 0,082 0,078 adjonction de σ 0,010 0,007 grains poreux carbonisés Après moyenne 0,083 0,071 σ 0,007 0,006 Radiocésium (Bq/kg en poids sec à l'étuve) Avant 134 Cs 8233 6573 adjonction de 137 Cs 21 074 17 299 grains poreux Total 29 307 23 871 carbonisés après 134 Cs 6287 4 218 137 Cs 16 067 10 660 Total 22 354 14 878 Après avoir mélangé avec des grains poreux carbonisés, puis réduit en cendres des déchets radioactifs tels gue des pierrailles, de la terre, de la boue, des champignons cultivés et des feuilles produites par les travaux de décontamination effectués dans des régions contaminées à la suite d'un accident de centrale nucléaire ; et/ou de la boue radioactive et des cendres de chaudière produites par Composants Cendre de Cendre de terre de mélange de rizière terre de contaminée rizière seule + 20 % contaminée de grains et de 20 % poreux de grains carbonisés poreux carbonisés Dose de rayonnement gamma (pSv/h) Avant moyenne 0,082 0,078 adjonction de σ 0,010 0,007 grains poreux carbonisés Après moyenne 0,083 0,071 σ 0,007 0,006 Radiocésium (Bq/kg en poids sec à l'étuve) Avant 134 Cs 8233 6573 adjonction de 137 Cs 21 074 17 299 grains poreux Total 29 307 23 871 carbonisés après 134 Cs 6287 4 218 137 Cs 16 067 10 660 Total 22 354 14 878 Après avoir mélangé avec des grains poreux carbonisés, puis réduit en cendres des déchets radioactifs tels gue des pierrailles, de la terre, de la boue, des champignons cultivés et des feuilles produites par les travaux de décontamination effectués dans des régions contaminées à la suite d'un accident de centrale nucléaire ; et/ou de la boue radioactive et des cendres de chaudière produites par des installations de traitement pour les eaux usées radioactives ; et/ou des champignons, feuilles contaminés et autres dans des forêts contaminées, on ajoute encore des grains poreux carbonisés aux cendres ainsi formées, puis on mélange le tout pour former un mélange, et on met et on stocke le mélange dans une cuve 1 en tôle d'acier, en béton ou en béton contenant des grains poreux carbonisés, qui présente une forme cylindrique polygonale régulière avec au moins quatre angles, ou une forme cylindrique circulaire, ou une autre forme adaptée. En conséquence, la dose de rayonnement gamma spatiale de l'environnement de la cuve 1 sera similaire à la dose de rayonnement gamma spatiale relevée à un endroit qui ne reçoit pas de retombées de substances radioactives provenant de l'accident de centrale nucléaire, et une conservation et un stockage sûrs et sans danger sont donc possibles. De plus, le couvercle 2 et la plaque de base inférieure 4 de la cuve 1 se composent de la même matière première que le corps principal de la cuve 1, et le couvercle 2 est fixé par des crochets 3. Etant donné que la cuve 1 peut être installée sur le sol, elle peut être construite avantageusement d'un point de vue du coût et d'un point de vue technique. Bien que la description précédente ait porté sur un mode de réalisation préféré de la présente invention, il est entendu que celle-ci .ne se limite pas à l'exemple décrit et illustré ici, et l'homme de l'art comprendra aisément qu'il est possible de lui apporter différents autres changements et modifications sans pour autant sortir du cadre de l'invention. REVENDICATIONS 1. Procédé pour stocker des déchets radioactifs, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes qui consistent : à mélanger des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier, avec des déchets radioactifs ; et à placer le mélange desdits grains et des déchets radioactifs dans un conteneur (1) pourvu d'un couvercle (2) et d'une plaque de base inférieure (4), le conteneur (1) étant composé du même matériau que le couvercle (2) et la plaque de base inférieure (4). 2. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 1, caractérisé en ce que le conteneur (1) est composé de béton et que son épaisseur et sa densité sont de 60 à 65 mm et de 2,0 à 2,4 g/cm 3 , respectivement. 3. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 1, caractérisé en ce que le matériau du conteneur (1) contient les grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier, et que l'épaisseur et la densité du conteneur (1) sont de 60 à 65 mm et de 1,8 à 2,4 g/cm 3 , respectivement. 4. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 2, caractérisé en ce que le matériau du conteneur (1) contient les grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier, et que l'épaisseur et la densité du conteneur (1) sont de 60 à 65 mm et de 1,8 à 2,4 g/cm 3 , respectivement. 5. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 3, caractérisé en ce que le matériau du conteneur (1) contient du gravier et que la quantité des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier représente 15 % à 35 % du gravier. 6. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 4, caractérisé en ce que le matériau du conteneur (1) contient du gravier et que la quantité des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier représente 15 % à 35 % du gravier. 7. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 1, caractérisé en ce que le conteneur (1) se compose de tôle d'acier, et qu'une épaisseur et une densité du conteneur (1) sont de.10 à 15 mm et de 7,0 à 7,8 g/cm 3 , respectivement. 8. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 1, caractérisé en ce que le mélange est réduit en cendres à 750°C à 950°C pendant 30 à 100 minutes, avant d'être placé dans le conteneur (1). 9. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 2, caractérisé en ce que le mélange est réduit en cendres à 750°C à 950°C pendant 30 à 100 minutes, avant d'être placé dans le conteneur (1). 10. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 3, caractérisé en ce que le mélange est réduit en cendres à 750°C à 950°C pendant 30 à 100 minutes, avant d'être placé dans le conteneur (1). 11. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 4, caractérisé en ce que le mélange est réduit en cendres à 750°C à 950°C pendant 30 à 100 minutes, avant d'être placé dans le conteneur (1). 12. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 5, caractérisé en ce que le mélange est réduit en cendres à 750°C à 950°C pendant 30 à 100 minutes, avant d'être placé dans le conteneur (1). 13. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 6, caractérisé en ce que le mélange est réduit en cendres à 750°C à 950°C pendant 30 à 100 minutes, avant d'être placé dans le conteneur (1). 14. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 7, caractérisé en ce que le mélange est réduit en cendres à 750°C à 950°C pendant 30 à 100 minutes, avant d'être placé dans le conteneur (1). 15. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 8, caractérisé en ce que les cendres obtenues par l'incinération du mélange sont mélangées avec des grains poreux carbonisés frittés dérivés de boue de papier, avant d'être placées dans le conteneur (1). 16. Procédé pour stocker des déchets radioactifs selon la revendication 1, caractérisé en ce que la forme du conteneur (1) est cylindrique polygonale avec au moins quatre angles, ou cylindrique circulaire. 17. Conteneur (1) pour le procédé pour la protection contre des déchets radioactifs selon la revendication 1, caractérisé en ce que les grains poreux carbonisés frittés dérivés de boue de papier et les déchets radioactifs sont mélangés avant d'être placés dans le conteneur (1). ABREGE DESCRIPTIF Procédé pour stocker des déchets radioactifs et conteneur prévu à cet effet L'invention concerne un procédé et un conteneur (1) pour stocker des déchets radioactifs, avec les étapes qui consistent à mélanger des grains poreux carbonisés frittés dérivés d'une boue de papier, avec des déchets radioactifs, et à placer le mélange obtenu dans un conteneur pourvu d'un couvercle (2) et d'une plaque de base inférieure (4), le conteneur étant composé du même matériau que le couvercle et la plaque de base inférieure. Figure 3