ARCHIVES HISTORIQUES 
DE LA COMMISSION 
 
 
 
COLLECTION RELIEE DES 
DOCUMENTS "COM" 
 
 
 
 
COM (83) 262 
 
 
 
Vol. 1983/0 111 
  
 
Disclaimer  
Conformém ent au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983 
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique 
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983, 
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003 
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents 
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit 
règlem ent. 
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983 
concerning the openi ng to the public of the historical archives of the European Econom ic 
Community and the European Atomic Energy Communit y (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as 
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243, 
27.9.2003, p. 1), this f ile is open to the public. Where necessary, classified documents in this 
file have been declassified in conformity with Article 5 of the aforementioned regulation.  
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom  1. 
Februar 198 3 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen  
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgem einschaft (ABI. L 43 vom  15.2.1983,  
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. Septem ber 2003  
(ABI. L 243 vom 27 .9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit  
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5  
der genannten Verordnung freigegeben.  
COMMISSION  DES COMMUNAUTES EUROPEENNES 
COM(83)  262 final 
Bruxelles,  le 16 mai 1983 
COMMUNICATION  DE LA COMMISSION  AU CONSEIL 
Premier rapport sur la  situation actuelle  et les perspectives 
de la gestion des déchets  radioactifs  dans la  Communauté 
RAPPORT DE LA COMMISSION AU  CONSEIL 
Analyse de la  situation actuelle  et perspectives  en matière de  gestion 
des déchets  radioactifs  dans la  Communauté 
COM(83)  262 final 

PROJET 
COMMUNICATION  DE LA COMMISSION AU  CONSEIL 
OBJET : premier  rapport sur la  situation  actuelle  et les perspectives  de la 
gestion des déchets  radioactifs  dans la Communauté. 
I. PREAMBULE 
Dans sa résolution du 18 février 1980 (*), le  Conseil a approuvé un 
plan d'action  communautaire  en matière de déchets  radioactifs.  Ce plan 
vise les problèmes posés par les déchets  radioactifs  provenant  des 
installations  nucléaires et  tout particulièrement  ceux concernant  la 
gestion et l'évacuation des déchets de  haute activité  et/ou de longue 
durée de  vie. Il  s'étend de 1980 à 1992 et est  sujet à révision  tous 
les trois ans (**). 
Le point 1 du plan prévoit une  analyse permanente  de la  situation  de 
la gestion  des déchets  radioactifs  dans la Communauté en vue de 
l'adoption  des solutions  nécessaires.  Cette analyse doit porter  sur : 
- les techniques disponibles  et les  installations  existantes  et 
prévues par  les Etats  membres  afin d'assurer  la gestion des déchets 
radioactifs  dans ses différentes étapes, y  compris les procédés et 
procédures destinés à  permettre  leur évacuation définitive ; 
- les travaux  de recherche  et développement  technologiques  que les 
Etats membres et la Communauté  comptent  effectuer  ; 
- les pratiques  de gestion des différentes catégories de déchets des 
Etats membres, définies ou à définir ; 
- les prévisions de  mise en application  et leur calendrier. 
Les informations  et résultats  obtenus au cours de ces  travaux devront 
être exploités "en vue de  fournir en permanence  à la Communauté et aux 
Etats membres un état des  travaux et réalisations  dans le domaine de 
la gestion  et du  stockage  des déchets  radioactifs,  eu égard aux 
besoins des programmes  nucléaires". 
(*) cf. J.O. n° C 51/1 - 2 - 3 du  29.2.1980. 
(**) Au vu de la  situation décrite ci-après et  suivant l'avis du Comité 
consultatif  de gestion de programme  compétent en  la matière (J.O. n° C 
51/4 du 29.2.1980)  émis le 5.11.1982,  la Commission  estime qu'il n'y a 
pas lieu de modifier pour l'instant  le plan d'action. Cette  décision 
de la Commission  fera l'objet  d'une communication  séparée. 

2 
En conséquence, la  Commission  transmet  au Conseil,  avec ses commen­
taires, le rapport en annexe,  établi sur la  base des informations 
fournies par des  Etats membres ; ce  rapport reflète la  situation 
1981-1982  et donne les perspectives  jusqu'à la  fin du siècle de la 
gestion des déchets  radioactifs  dans les Etats membres de la  Commu­
nauté. 
La Commission  se propose  de faire suivre ce rapport,  qui est le 
premier du genre, par d'autres  afin de tenir le Conseil périodiquement 
informé pendant la durée du  plan. 
II. La Commission  attire l'attention  du Conseil sur les points  ci-après : 
a) Le niveau élevé de développement des  pays membres a  pour conséquence 
la production  dans la Communauté de déchets  radioactifs  de catégories 
et origines  nombreuses  et diverses (cf. chapitre  I du rapport). 
La production  de déchets  venant des centrales  électronucléaires et des 
installations  du cycle de combustible  associées représente  l'essentiel 
de la production  en terme de radioactivité  contenue. 
Elle concerne  les Etats membres engagés  dans les programmes  électro­
nucléaires.  De plus, le cycle de combustible  étant développé  dans ses 
diverses étapes par  plusieurs  pays membres, les déchets résultants 
sont très diversifiés en  nature,  volume,  niveau de radioactivité, 
durée de  vie, etc.... 
La production  de déchets  venant d'usages  médicaux, de  l'industrie  non 
nucléaire et de la  recherche  représente un  pourcentage  significatif  de 
la production  en terme de volume.  Elle touche  tous les Etats membres 
(cf. chapitre  1.4). 
b) L'analyse  de la  situation  des déchets  radioactifs  doit donc s'effec­
tuer par catégories  regroupant  des déchets  similaires. 
Cette situation  se présente  actuellement  ainsi dans la Communauté, 
selon le rapport (cf. chapitre II)  : 
. La gestion des déchets  radioactifs  relative  aux déchets de  basse et 
moyenne activité  jouit d'une expérience  d'une trentaine  d'années ; 
elle semble  bien correspondre  aux exigences  présentes des  programmes 
électronucléaires des  pays membres et à  celles de la sûreté,  tant au 
niveau des réalisations que du développement. Il  convient, bien 
évidemment, de la  faire bénéficier de façon  continue  du progrès 
technologique (cfr. chapitre  IV, point 6). 
. L'évacuation des déchets de  basse et moyenne activité ne  devrait pas 
poser de problèmes  importants  dans la mesure où les voies actuelles 
(immersion  et évacuation  terrestre)  pourront  continuer  à être 
utilisées.  Ceci demande en  particulier  que les décisions nécessaires 
concernant  la recherche  puis l'ouverture  de nouveaux  sites soient 
prises rapidement  (cf. chapitre  IV, point 7). 
. La gestion des déchets  radioactifs  relative  aux déchets contaminés 
par des émetteurs  alpha à longue durée de vie et aux déchets de 
haute activité  dispose  des technologies  de base et quelquesunes 
arrivent au stade de la  commercialisation  (vitrification  des dé­
chets) (cf. chapitre III). Il convient  cependant  de poursuivre  les 

3 
efforts de développement en  cours. Un effort  particulier  devra être 
fait pour adapter  les procédés de  traitement  et de conditionnement 
des déchets contaminés par des émetteurs  alpha aux conditions 
d'évacuation  dans les formations  géologiques  (cf. chapitre  IV, point 
8) . 
. Jusqu'à présent, ces déchets  sont entreposés  dans l'attente  de leur 
évacuation. Des  installations  d'évacuation  pour déchets contaminés 
par émetteurs  alpha devraient entrer  en service  dans les Etats 
membres concernés au début des années 1990  (cf. chapitre  IV, point 
9) . 
. L'évacuation des déchets de  haute activité est étudiée par  les Etats 
membres et la Communauté  dans différentes  options : évacuation  dans 
des formations  géologiques  continentales  profondes  telles que sel, 
argile, roches  cristallines,  qui sont bien représentées  dans la 
Communauté et  dont la faisabilité paraît  acquise,  dans les sédiments 
des océans  (cf. chapitre  IV, point 12) 
III. De cette analyse  il résulte que : 
- de nombreux  éléments du problème des déchets  radioactifs  ont reçu 
des solutions  dont le bien-fondé est  physiquement  prouvé par une 
longue expérience.  Il s'agit surtout  des parties de la  gestion des 
déchets concernant  le court et moyen  terme,  telles que le  traite­
ment, l'emballage  et l'entreposage  intermédiaire. 
- a l'inverse,  l'évacuation, qui  constitue  la partie terminale  et à 
long terme de la  gestion,  n'est pas encore démontrée  pour les 
catégories de déchets de  longue durée de  vie et de haute radioacti­
vité. 
La solution  de ce problème est perçue  comme l'un des facteurs condi­
tionnant l'acceptation  du développement nucléaire ;  c'est pourquoi, 
la Commission  estime  qu'il importe  d'apporter  une démonstration 
convaincante,  même si : 
l'évacuation se prête mal à une  preuve  directe, puisqu'elle 
requiert des appréciations de sécurité  concernant  le très  long 
terme, nécessairement fondées sur des  essais accélérés et sur des 
évaluations  indirectes  ; 
la nécessité de  laisser  "refroidir"  les déchets très  actifs pour 
quelques décennies  exclue de pratiquer industriellement  l'évacua­
tion avant la fin du siècle présent. 
IV. Au vu de ce qui précède, la  Commission  estime  qu'il importe  de pour­
suivre avec vigueur l'action  communautaire  entreprise  avec succes 
depuis plusieurs  années et  reconnue  par les  institutions  communau­
taires. De plus, la mise en oeuvre des mesures  objet du point 2 du 
plan d'action  communautaire  (*) devrait  faire l'objet  d'une attention 
particulière. 
(*) "Examen,  au niveau communautaire,  des mesures  susceptibles  d'assurer 
le stockage  à long terme ou définitif des déchets  radioactifs  dans des 
conditions optimales" (plan d'action, point  2). Note : les  termes 
"stockage  définitif" et "évacuation"  sont synonymes. 

4 
En conséquence, la  Commission  a adopté la  ligne de conduite  ci-après : 
- En conformité  avec les objectifs  du programme  cadre des activités 
scientifiques  et techniques,  présentation au  Conseil en 1983 - 1984 
de nouveaux  programmes  de R et D qui  seront exécutés à la  fois par 
le Centre Commun de Recherche  (programme  1984 - 1987) et par des 
actions à frais partagés  (programme  1985 -  1989). Ces programmes 
seront axés en  grande  partie sur la problématique de l'évacuation 
des déchets :  conditionnement  préalable des déchets, spécifications 
en vue de  leur évacuation, contrôle de qualité, évacuation en 
formations  géologiques ;  aspects  administratifs,  légaux et  finan­
ciers. 
- Encouragement  de la coopération  entre Etats  membres  soit au niveau 
des Autorités en matière  d'homologation  soit dans le cadre de l'ef­
fort de R et D au moyen de  dispositions  adéquates  facilitant  : 
a) la mobilité et l'échange de  personnel  entre les organismes 
publics ou privés  participant  au programme  de R et D communau­
taire mentionné  ci-dessus. 
b) la négociation de  solutions  adaptées aux  phases  suivantes  du 
programme.  Elles devraient consacrer  des engagements  réciproques 
des participants  aux programmes  alors que, jusqu'à présent,  ils 
n'ont de liens juridiques  qu'avec la Commission. 
- Etude, dans le cadre du plan d'action  communautaire,  de l'état de 
développement, de la faisabilité, du coût et du  calendrier  éventuel 
des différentes étapes  devant  permettre  la mise en oeuvre des 
options d'évacuation des déchets de  longue vie et de haute activité, 
depuis le conditionnement  jusqu'au  projet  pilote  d'installation 
d'évacuation ;  poursuite  des études de sûreté déjà  entreprises. 
Les propositions d'actions  correspondantes  seront présentées en même 
temps que la  proposition  de programme  de R et D 1985 - 1989. 
- Promotion  de la démonstration - au  sens du paragraphe  III ci-dessus 
- d'un ou de  plusieurs  schémas de  gestion des déchets  radioactifs, 
incluant l'évacuation  dans des formations  géologiques. Le schéma 
concerné  pourrait  être réparti sur  plusieurs  sites ou institutions, 
chaque site concerné  fournissant  des prestations  spécifiques. Une 
coopération étendue à l'extérieur de la Communauté  devrait  permettre 
d'accroître la qualité de la démonstration et d'éviter  les duplica­
tions coûteuses. 
- La Commission  invite les Etats  membres à  lui faire part dès mainte­
nant de leurs projets  éventuels  concernant  les actions précédentes 
et en particulier  l'étude  et la réalisation  d'installations  d'éva­
cuation expérimentales ou de démonstration. 
- Le financement  de ces  actions  pouvant  susciter  des interventions 
communautaires  au-delà des moyens budgétaires affectés aux  program­
mes de R et D, la  Commission  ne manquera  pas de  faire des proposi­
tions concrètes  pour répondre à d'éventuelles  demandes  de finance­
ment dans la mesure où les  projets  correspondants  regroupent  des 
intérêts manifestés  dans plusieurs Etats  membres. 

COMMISSION 
DES 
COMMUNAUTES  EUROPEENNES , le 
Analyse de la situation actuelle  et 
perspectives  en matière de gestion des 
déchets  radioactifs  dans la Communauté 
Adresse provisoire:  Rue de la Loi 200, B-1040  Bruxelles  - Télephone  35 00 40-35 80 40 -  Adresse télégraphique: «COMEUR Bruxelles.  -
Télex  . .COMEURBRU  21 877. 

TABLE DES MATIERES 
Chapitre I 
Situation  actuelle  et perspectives  en matière de  production  de 
déchets  radioactifs  dans les Etats  membres de la Communauté. 
1.1 Les  sources de production  de déchets  radioactifs  1 
1.2 Les catégories de déchets  radioactifs  3 
1.3 Programmes  électronucléaires 5 
1.4 Perspectives  en matière de  production  de déchets  dans les 
Etats membres de la Communauté 7 
Chapitre II 
Situation  actuelle  de la  gestion des déchets  radioactifs 
dans les pays membres de la Communauté 
II. 1 Les schémas de  gestion des déchets  radioactifs  15 
11.2 Dispositions  et structures  établies  dans les Etats  membres 
pour assurer la gestion 16 
11.3 Techniques  et installations  actuellement disponibles  pour le 
traitement  et le conditionnement  des déchets 20 
11.4 Moyens  disponibles  pour le stockage  et l'évacuation 
des déchets 36 
Chapitre III 
Perspectives  en matière de  gestion  des déchets  radioactifs  dans les 
Etats membres de la Communauté. 
III. 1 Les efforts de R et D  dans la Communauté 41 
111.2 Perspectives  et plans pour les techniques  et installations 
de traitement  et conditionnement  43 
111.3 Perspectives  et plans pour le stockage  et l'évacuation 
des déchets 50 
» 
Chapitre IV 
Conclusions  54 
Références 58 

CHAPITRE  I 
Situation  actuelle  et perspectives  en matière de  production 
de déchets  radioactifs  dans les  Etats Membres de la Communauté 
I.1. Les sources de production  de déchets  radioactifs 
La production  de déchets est inéluctablement associée à  toute acti­
vité humaine.  En particulier,  la mise en oeuvre de matériaux  radioactifs, 
d'origine  naturelle  ou artificielle,  donne  lieu à la production  de déchets 
radioactifs  qu'il faut traiter,  conditionner  et évacuer  afin d'en assurer 
une gestion  sûre pour l'homme et son  environnement  aussi longtemps  que 
nécessaire. 
Cette mise en oeuvre donne lieu également à la  production d'effluents 
liquides et gazeux qui sont rejetés  dans les eaux et l'atmosphère,  con­
formément aux règlements de  radioprotection  en vigueur  et moyennant  un 
contrôle adéquat. Ces  rejets sont communiqués à la  Commission  des Commu­
nautés européennes et  font l'objet  de rapports  périodiques de la Commis­
sion; ils ne constituent  pas des déchets  radioactifs  en tant que tels et 
sortent du cadre du présent  rapport. 
Trois types d'activités  productrices  de déchets  radioactifs  peuvent 
être retenus  dans la Communauté européenne (les activités  militaires 
sortent du cadre de ce rapport): 
- la production  d'énergie électronuclêaire, 
- les activités de  recherche, 
- les activités  industrielles  et médicales  mettant  en jeu les  radio­
éléments. 
Les sources  de production  peuvent  être ainsi des centrales  électro­
nucléaires et les différentes  installations  du cycle de combustible  qui 
leur sont associées, des  laboratoires  et des  centres  de recherche,  des 
usines, des ateliers  et des hôpitaux.  L'importance  relative  de ces  sources 
varie considérablement d'un  pays à l'autre  de la Communauté;  tous les pays 
utilisent  couramment  des radioéléments à des  fins de recherche,  à des  fins 
industrielles  et à des  fins thérapeutiques,  alors que par  contre, jusqu'à 
présent,  certains  pays ne sont pas engagés  dans la réalisation de  pro­
grammes électronucléaires. Ces  programmes  donnent  lieu à des déchets qui 
contiennent  la plus grande  partie de la radioactivité. 
Les activités liées aux  programmes  électronucléaires entraînent les 
productions  de déchets ci-après: 
a) Production  de déchets de  faible activité  lors des étapes  successives  du 
cycle du combustible  en amont du réacteur nucléaire, à  savoir l'ex­
traction et le  traitement  des minerais  d'uranium,  contenant  des radio­
éléments émetteurs  alpha d'origine  naturelle  (tels que le  radium-226 
par exemple),  la conversion  en hexafluorure  d'uranium,  l'enrichissement 
de l'uranium  en l'isotope  fissile uranium-235  et la  fabrication  d'élé­
ments combustibles.  Ces déchets  dits technologiques  et de pro-

cédé (*)  sont constitués par des matériaux contaminés par les  isotopes 
de l'uranium. 
b) Production  de déchets de  faible et moyenne activité  lors de l'exploi­
tation des réacteurs des  centrales  électronucléaires et des  instal­
lations de l'ensemble  du cycle de combustible  qui leur est associé. 
Pour ce qui  concerne  les réacteurs, ces déchets  sont en grande  partie 
constitués de  concentrats d' evaporation,  de résines êchangeuses  d'Ions, 
des cartouches  filtrantes  des circuits  d'eau et des  dispositifs  de 
purification  des effluents  gazeux,  des solutions  de décontamination, 
etc. Ces déchets  contiennent essentiellement  des produits  d'activation 
et des traces de produits  de fission  qui, suite à des défaillances des 
gaines des éléments de  combustible,  peuvent  être présents  dans les 
circuits  primaires  de refroidissement  du réacteur. 
c) Production  de déchets de  faible,  moyenne et  haute activité  dans la 
partie du cycle du combustible  située en  aval du réacteur nucléaire , 
essentiellement  lors du retraitement  du combustible  épuisé (**); ces 
déchets comprennent  les produits  de fission,  les éléments  transuraniens 
tels que l'americium,  le curium et des  traces de plutonium (ces  divers 
radioéléments ont été engendrés  dans le réacteur;  ils sont  libérés  lors 
de la dissolution  du combustible  au cours du retraitement). 
Il convient  de signaler  que le  retraitement  du combustible  épuisé ne 
constitue  pas une  source  additionnelle  de radioactivité; les  radio-
nucléides  sont, en effet, présents  dans le combustible  épuisé  avant son 
retraitement  eventuel. 
Les activités non liées à la réalisation des  programmes  électronu­ 
cléaires  sont sources essentiellement  de déchets de  faible activité. 
a) En matière de  recherche, les  déchets  provenant  des centres de recherche 
nucléaire  sont les plus abondants  et ressemblent  à ceux produits  dans 
le cadre des programmes  électronucléaires. 
b) En matière  d'industrie  et de médecine, les déchets  proviennent  de la 
production  et de l'utilisation  de radioisotopes.  On pourrait  citer, par 
exemple,  les contrôles non  destructifs  pratiqués  dans l'industrie  au 
moyen des  sources de radiations  gamma ou de sources  de neutrons,  la 
radiostérilisation de  produits  alimentaires,  chirurgicaux  et autres,  la 
thérapie au  cobalt dans la lutte contre le cancer, etc.. 
(*) Les déchets  technologiques sont  constitués,  par exemple, par les vête­
ments non réutilisables,  les chiffons,  papiers,  feuilles de plastique, 
etc., tandis que les déchets de procédé  sont constitués par des maté­
riaux spécifiques au procédé utilisé. 
(**) Ces opérations  visent à séparer  l'uranium et le plutonium non brûlés 
des "cendres"  de la combustion  nucléaire.  L'uranium  et le plutonium 
ainsi "purifiés"  peuvent, ensuite, être recyclés. 
2 

1.2. Les catégories de déchets  radioactifs 
Les déchets  radioactifs  sont constitués  d'une grande variété de 
matériaux. Ces matériaux  peuvent  avoir différents états  physico-chimiques, 
peuvent émettre  plusieurs  types de rayonnement  (*) et  avoir des radioacti­
vités s'échelonnant sur  plusieurs  ordres de grandeur. 
Il est clair qu'une  telle diversité qui se  traduit par des  nuisances 
potentielles  extrêmement différentes, entraîne également des  gestions 
différentes.  Il convient  donc de procéder à une  classification  des déchets 
radioactifs  par catégories.  Aucune  classification  n'est acceptée  aujour­
d'hui comme standard  international  ou communautaire,  bien que la  classi­
fication  pour les déchets non traités proposée par  l'AIEA (**) constitue 
une sorte  de référence  pour de nombreux  laboratoires  et installations  nu­
cléaires  (1). 
La plupart  des classifications  existantes  répondent à des  exigences 
opérationelles; en conséquence,  l'emploi  de certaines  d'entre  elles est 
limité aux  besoins internes  à certains  organismes, d'autres sont  établies 
pour un usage régional et éventuellement  national.  Quelques  classifications 
sont utilisées à des  fins théoriques, en  particulier  pour des études 
globales et de sécurité. 
Cet état de  choses permet  d'assurer  de façon  pragmatique  une bonne 
gestion des déchets et la  protection  de l'homme et de son  environnement. 
Elle rend par contre  difficile  les évaluations  d'ensemble,  en particulier 
lorsqu'elles  doivent  s'étendre à  plusieurs  pays, comme c'est le cas  pour 
une évaluation  concernant  la Communauté européenne. 
La classification  utilisée  dans ce rapport  et exposée  ci-dessous  a 
été choisie  parce qu'elle  permettait  de présenter au  mieux, pour la Commun­
auté, les données  quantitatives  relatives  aux déchets  radioactifs  traités 
et conditionnés  produits  dans les Etats  membres  (et par le  centre commun de 
recherches  de la Communauté).  Elle offre également  l'avantage  de recouper 
les déchets  radioactifs  en catégories  correspondant  aux options d'évacu­
ation actuellement  appliquées ou envisagées  dans les Etats membres, (cf. 
chap. II et III) 
Quatre catégories  principales  de déchets  sont considérées : 
- déchets de  faible activité, 
- déchets de moyenne activité, 
- déchets  alpha, 
- déchets de  haute activité. 
Ces catégories,  ainsi que l'appartenance  d'un "type" de déchets à une 
catégorie plutôt qu'à une  autre, n'ont, bien  évidemment,  aucun caractère 
normatif ou réglementaire. Par  ailleurs,  les pratiques  de gestion  de 
certains  Etats membres  peuvent  être telles que des  types de déchets ou des 
catégories  identiques  à celles retenues  dans le présent  rapport  peuvent ne 
pas exister  au niveau  national. 
(*) Il s'agit essentiellement  des rayonnements  alpha, bêta et gamma. 
(**) Agence  Internationale  de l'Energie  Atomique 
3 

a) La catégorie des déchets de  faible activité  inclue des déchets  (prin­
cipalement technologiques) contenant  ou suspects  de contenir  des 
émetteurs bêta-gamma et des émetteurs  alpha, essentiellement d'origine 
naturelle,  en basse concentration  (et donc faible activité)  provenant 
des centres  de recherche,  de l'utilisation  industrielle  et médicale des 
radioéléments  ainsi que des  diverses  installations  du cycle du com­
bustible nucléaire. La  concentration  des autres émetteurs  alpha (pluto­
nium, americium, etc.)  dans cette catégorie de déchets est  pratiquement 
nulle et fait l'objet  de controles  très stricts (*). 
b) La catégorie des déchets de moyenne activité  comprend  des déchets de 
procédé contenant principalement  des émetteurs bêta-gamma en  concen­
tration relativement importante.  Les déchets de  cette catégorie  pro­
viennent,  pour la plus grande  partie,  des centrales  électronucléaires 
(résines ëchangeuses  d'ions, cartouches  filtrantes,  concentrats  d' eva­
poration,  etc...).  La concentration  des émetteurs  alpha dans les 
déchets appartenant  à cette catégorie est  la même que  celle des déchets 
de faible activité (*). 
c) Les déchets  appartenant  à la catégorie des déchets  alpha (*) compren­
nent les déchets  technologiques  et de procédé  provenant  des labora­
toires nucléaires où  sont effectuées des  recherches  sur les  transuran-
iens, des ateliers  de fabrication  des éléments de  combustible  à oxyde-
mixte uranium-plutonium,  des usines de retraitement  du combustible 
épuisé. Une première  partie de ces déchets est constituée de déchets de 
faible activité  contenant essentiellement  des émetteurs  alpha. La 
deuxième  partie comporte  des déchets de moyenne activité  contenant  des 
émetteurs  alpha, bêta et  gamma,  provenant  des usines de retraitement 
tels que les  gaines, les embouts de coques et fines des éléments de 
combustible. 
d) La catégorie des déchets de  haute activité  comporte,  dans ce rapport, 
uniquement  les déchets vitrifiés,  contenant  les "cendres"  de la com­
bustion nucléaire  (produits  de fission et éléments  transplutoniens,  qui 
sont des émetteurs  alpha et bêta-gamma) 
(*) En République Fédérale  d'Allemagne  les déchets  alpha sont  inclus dans 
les catégories des déchets de  faible et moyenne activité étant donné 
que l'évacuation des déchets de  toutes catégories  sera effectuée  dans 
des formations  géologiques  profondes. 
4 

1.3. Programmes  ëlectronucléaires 
La production  de déchets  radioactifs  liée aux  programmes  ëlectronu­
cléaires est  directement  proportionnelle  à l'importance  de ces  programmes. 
Il convient  donc d'en rappeler  l'évolution et d'en évaluer les  perspec­
tives. 
Plusieurs  pays de la Communauté se  sont dotés de  centrales  électro­
nucléaires dès la  fin des années 50.  Pour les dix  pays de la Communauté 
actuelle,  la puissance  électronuclëaire installée  passait  progressivement 
de 0,48 GWe en 1960 à 7,5 GWe en 1970 et s'élevait  environ  à 28 GWe en 
1980. 
En ce qui  concerne  l'avenir,  les prévisions  fin 1980 relatives  au 
développement des  programmes  électronucléaires  d'ici l'an 2000 sont ré­
sumées dans le tableau  1.1 qui  indique,  pays par pays, et pour quelques 
années-clé, la  puissance  électronucléaire  nette installée, engagée et 
prévue en  fin d'année. (*) 
Les limitations relatives  aux prévisions sur les  programmes  électro­
nucléaires  sont directement  applicables  à celles relatives  à la production 
des déchets  radioactifs  liées à ces  programmes.  Elles seront rappelées  dans 
le paragraphe  suivant. 
(*) Ce tableau reprend  pour l'essentiel  les valeurs figurant dans le 
rapport du Comité  Consultatif  "ad hoc" pour le retraitement  des combus­
tibles nucléaires irradiés (C0REC0M)  (2). Cependant  les valeurs  rela­
tives aux programmes  français, néerlandais et  anglais ont été révisées 
pour tenir compte: 
- des modifications  récentes du  programme  d'installation  de centrales 
électronucléaires en  France, 
- la politique actuelle  néerlandaise en matière d'énergie nucléaire, 
- des centrales  électronucléaires à  l'uranium  naturel (réacteurs  Magnox) 
déjà en service au Royaume-Uni  dont la puissance  installée ne  rentrait 
pas en ligne de compte dans le rapport  C0REC0M 
5 

TABLEAU  1.1. :  Programmes électronucLéaires  des Etats Membres 
de La Communauté Européenne 
PAYS Puissance  nette installée  en fin d'année CGWe) 
- a) centrales  en fonctionnement,  engagées  et prévues 
- b) uniquement  les centrales  en fonctionnement  et engagées PAYS 
1980 1985 1990 1995 • 
2000 
BELGIQUE  CD a) 
b) 1,65 
1,65 5,5 
5,5 - 5,5 
5,5 5,5 
5,5 5,5 
5,5 
DANEMARK  (2) a) 
b> 0 
0 0 
0 0 
0 C1,30) 
0 C2,60),-
0 
ALLEMAGNE  a) 
*>> 8,95 
8,95 18,2 
18,2 29,6 
29,6 40 
29,6 53 
29,6 
FRANCE a) 
b) 10 
10 39 
39 58 
44 75 
44, 90 
39 
IRLANDE (3) a) 
b) 0 
0 0 
0 0 
0 0,6 
0 2 
0 
ITALIE (4)  a) 
b) " 1,24 
1,24 1,24 
1,24 7,2 
3,2 '13,2 
3,2 21 
3,1 
PAYS-BAS  a) 
b) 0,51 
0,51 0,51 
0,51 0,51 
0,51 0,51 
0,51 0,51 
0,51 
ROYAUME-UNI  a) 
b) 6 
6 10 
10 11 
10 15 
9 20 
8 
CD Aucune décision  n'a été  prise quant au development  du programme électro­
nucléaire au-delà  de 1985. 
C2) Il s'agit des valeurs moyennes d'une  fourchette  de prévisions  dont la 
limite inférieure  est zéro. 
C3> Estimation  très approximative. 
C4) la puissance  installée  de 21 GWe en  l'an 2000 résulte d'une  extrapo­
lation qui n'a pas  reçu jusqu'à présent  l'aval des autorités gouver-
nementa  les ; 
N.B. : Le  Luxembourg  ne prévoit pas de  construire  des centrales  nucléaires à 
ce jour; en ce qui concerne  la Grèce, la  Commission  n'a pas reçu en 
temps opportun  d'information  sur un éventuel programme nucléaire. 
6 

1.4. Perspectives  en matière de  production  de déchets  dans les Etats 
membres de la Communauté 
Les estimations  ci-après  portent  sur les  productions annuelles  de 
déchets  radioactifs  traités et conditionnés liées aux  programmes  électro­
nucléaires et aux différentes  installations  du cycle de combustible  (*) 
ainsi que sur les  productions  de déchets  radioactifs  relatives  à la re­
cherche, à la production  et à  l'utilisation  de radioéléments  dans l'in­
dustrie, en médecine, etc..  Elles sont basées sur les  informations 
d'origine nationale fournies  par les délégués des  Etats membres au Comité 
consultatif  en matière de  gestion  du programme  "Gestion  et stockage  des 
déchets  radioactifs"  de la CCE. 
Ces estimations  s'étendent sur une période de 20 années, de 1981 à 
2000. Elles présentent une fiabilité  meilleure  pour la première décade que 
pour la seconde,  pour les raisons  ci-après : 
- les estimations  liées aux  programmes  électronucléaires  sont entachées des 
mêmes incertitudes  que celles qui concernent  ces programmes  eux-mêmes, or 
les programmes  présentent de  fortes incertitudes  à long terme; 
- compte tenu du. progrès  technologique  en général et des  efforts de recher­
che et de développement de  certains Etats  membres, des procédés de 
traitement  et de  conditionnement  des déchets,  permettant  d'obtenir  de 
meilleurs  facteurs  de réduction de  volume,  seront disponibles  au cours 
des années à  venir.  Tout progrès  dans ce domaine  donnera  lieu à des 
quantités de déchets inférieures à  celles données  dans les tableaux 
suivants; 
- le choix de la  nature et de  l'importance  du traitement  et du  condi­
tionnement  à appliquer  aux déchets dépend  dans une large mesure des 
options d'évacuation  choisies  et doit être optimisé en  tenant compte de 
ces dernières.  Etant donné que  quelques  Etats membres  n'ont pas effectué 
pour le moment des choix définitifs, les quantités de déchets traités et 
conditionnés  sont entachées  d'incertitudes. 
Enfin il y a lieu de mentionner  que les  estimations  présentées 
englobent  également des matériaux qui  sont seulement  suspects  de con­
tamination radioactive. L'introduction future  de valeurs  minimales  (valeurs 
"de minimis")  actuellement  en discussion  au niveau international,  permettra 
de définir des  seuils au dessous  desquels  ces matériaux  n'exigent  aucune 
précaution spéciale.  L'application  de telles valeurs conduirait  à réduire 
de façon significative  les volumes  des déchets de  faible activité indiqués 
dans les tableaux  ci-après. 
* A l'exclusion  des déchets de  faible activité  provenant de l'extraction  et 
du traitement  des minerais d'uranium  et de ceux provenant  du déclas­
sement des centrales électronucléaires et  autre installations  nucléaires. 
Pour les déchets provenant  du déclassement de  centrales électronuclé­
aires,il y a lieu de noter que,  même si quelques  centrales nucléaires sont définitivement  mises hors service avant la fin du siècle, les opérations de déclassement  commenceront  après quelque temps et les 
déchets y afférant  seront traités et conditionnés (du  moins pour la 
partie la plus importante)  après l'année 2000. Des estimations  concernant 
les quantités de ces déchets  sont en train d'être effectuées,  au niveau 
communautaire,  dans le cadre du programme  de recherche et développement 
de la CCE "déclassement des  centrales  nucléaires".  (J.0. n° L83/19 du 
3-4-1979)  Elles seront  vraisemblablement  disponibles  à la fin de ce 
programme  (1983). 

Les estimations  relatives  à chaque  Etat membre, ont été réparties 
entre les quatre  catégories de déchets discutées au  paragraphe  1.2 et  sont 
présentées,  cumulées par périodes de 5  ans, dans les tableaux  1.2, 1.3, 1.4 
et 1.5 ci-après,  respectivement  pour les déchets de  faible, moyenne  acti­
vité, alpha et haute activité. De  plus, ces données ont été cumulées, 
catégorie par catégorie, et représentées  dans le diagramme  1.1 pour l'en­
semble de la Communauté. 
Les données afférentes aux déchets liés aux  programmes  électro­
nucléaires  sont relatives  à la puissance nette,  installée en  fin d'année et 
résultante des  centrales  en fonctionnement,  engagées et prévues, donnée au 
point a) du tableau 1.1. Toutefois,  on a tenu compte dans certains  cas d'un 
certain décalage  dans le temps pour permettre  le traitement  et condition­
nement des déchets. 
Pour ce qui a  trait aux déchets  provenant  des activités de  recherche 
nucléaire et de  l'utilisation  industrielle  et médicale des radioéléments, 
il convient  de signaler  que la  production  de ces déchets,  dont les quanti­
tés sont déjà inclues  dans les données des  tableaux  précédents, a été 
supposée  constante  au cours des quatre périodes de  cinq années considérées 
dans ce rapport (*). Le  pourcentage  des quantités de déchets  provenant  de 
ces activités par  rapport à la quantité  totale de déchets  produits sera, 
sans doute, décroissant  dans le temps car leur taux d'augmentation  sera 
plus faible que celui des autres déchets  (cf. tableau  page 14). Néamoins 
les quantités de ces déchets représentent,  pour le moment, une  fraction 
considérable de la  production  totale de déchets  dans chaque  Etat membre de 
la Communauté.  Ceci est particulièrement  valable  pour les Etats  membres qui 
actuellement,  n'ont pas, ou ont une  faible  puissance  électronucléaire 
installée  comme,  par exemple,le  Danemark,  l'Italie,  et les  Pays-Bas. 
Cependant,  à la fin du siècle, la quantité réelle de ces déchets représen­
tera seulement  un faible pourcentage  des quantités  totales  des déchets 
produits en République Fédérale  d'Allemagne,  en France et au Royaume-Uni, 
notamment. 
De l'analyse  des tableaux  et du diagramme  précédents,  il ressort  que : 
a) La plus grande  partie des déchets est constituée par les déchets 
appartenant  à la catégorie des déchets de  faible activité  (plus de 77 % 
du volume  total de déchets traités et conditionnés  produits  jusqu'à la 
fin du siècle).  Cependant  ces déchets ne  contiennent  qu'une très faible 
fraction de la radioactivité  totale de l'ensemble  des déchets. 
b) Les déchets de moyenne activité et  ceux appartenant  à la catégorie 
alpha, représentent  respectivement environ  17 % et 5 % de ce  volume 
total. 
c) Le volume des déchets traités et conditionnés de  haute activité  pro­
duits jusqu'à  l'année  2000 représente  moins de 0,3 % du  volume  total de 
déchets produits  dans la Communauté. Les déchets de  cette catégorie 
contiennent  la quasi totalité de la radioactivité de  l'ensemble  des 
déchets. 
(*) Vraisemblablement  la production  de ces déchets  devrait  augmenter  au 
cours des quatre périodes;  il est cependant  très hazardeux  de faire des 
estimations  fiables.  De plus, également  dans ce domaine,  on peut s'at­
tendre à de meilleurs facteurs  de réduction de  volume. 
8 

Tableau 1.2. :  Production  de déchets  de faible activitié  et de toutes origines, 
traités et conditionnés,  dans divers  Etats membres de La Communauté 
(centrales  en fonctionnement,  engagées, et prévues - hypothèse a) du 
tableau 1.1. ). 
• Pays : Quantités de déchets eumulés par périodes de 5 
; ans (m3) • Remarques • Pays 
! 1981-1985 !l 986-1990 ; 1991-1995 ! 1996-2000 ! Total • Remarques 
. Belgique ! 7.000 ! 11.000 I 13.000* ! 12.000* ! 43.000 Ces quantités  comprennent  également des déchets  provenant 
: du combustible  retraité à l'étranger. 
. Danemark 100 ! 100 J 100 : zoo ! 1.000 
. Allemagne 31.000 ; 41.000 ! 57.000* ' 64.000* 193.000 Les quantités  comprennent  une partie des déchets  alpha. 
*Ces quantités  comprennent  également des déchets  provenant 
du combustible  retraité à l'étranger. 
. France 101.000 118.000 . 129.000 140.000 488.000 
'. Italie ! 5.000  1 5.000 12.000 18.000 40.000 : 
\ Pays-Bas  \ 4.500 ; 4.500 4.500  : 4.500 18.000 ; 
Royaume-Uni  \ 120.000 ; 120.000  : 120.000 ; 120.000 ; 480.000 ; 
" Total Général : 268.600 : 299.600 : 335.600 : 359.200 1.263.000  : 
N.BI. La Commission  n'a pas reçu en  temps opportun  d'informations  sur Les déchets  produits  en Grèce,  Irelande  et Luxembourg. 

Tableau 1.3 : Quantités des déchets de moyenne activité traités et conditionnés 
produits  dans divers Etats  membres de la Communauté  (centrales  en fonctionnement, 
engagées,  et prévues - hypothèse a) du  tableau  I .1. ) . 
Pays : Quantité de déchets cumulée par périodes de 5 
: ans (m^) 
. Remarques Pays 
! 1981-1985 j 1986-199G I 1991-1995 1996-2000 Total . Remarques 
. Belgique -! 
: 80°* ! 100* 900 :*Déchets  provenant  uniquement  du combustible  retraité à l'é­
tranger.  En accord avec les pratiques  de gestion  appliquées 
en Belgique,  les déchets de  cette catégorie  sont pris en 
compte dans  les déchets de  faible activité. 
. Danemark * ) * \ * 200 ! 200 *Les quantités réelles  sont inférieures à 1 m^/an et ne  sont 
' pas prises en compte dans  ce tableau. 
\ Allemagne 600 ; 1.ooo \ 16.000*  : 25.000* 42.600 Les quantités  comprennent  une partie des déchets  alpha. 
*Ces quantités  comprennent  également des déchets  provenant 
du combustible  retraité à l'étranger. 
. France 31.000 ! 45.000 ; 51.000 : 58.000 185.000 
.'Italie 1.500 ; 1.500 ; 7.000 ; 13.000 23.000 
• 
• Pays-Bas  • 250 250 250  : 250 1.000 
\ Royaume-Uni  \ 10.000* 10.000* 11.000*  ; 12.000* 43.000 *Ces quantités  tiennent  compte  également des déchets non  trai­
tés et conditionnés.  Ceux-ci ont été  pris en compte en con­
sidérant un  volume équivalent des déchets traités. 
• Total général 43.350 ; 57.750 ; 
: 86.050 : 108.550 295.700 
N.B. La  Commission  n'a pas reçu en  temps opportun  d'informations  sur les déchets  produits  en Grèces,  Irlande  et Luxembourg 

Tableau 1.4 : Quantités des déchets  alpha traités et conditionnés 
produits  dans divers Etats  membres de la Communauté  (centrales  en fonctionnement, 
engagées,  et prévues - hypothèse a)  du tableau  1.1. ) . 
Pays  : Quantité de déchets cumulée par périodes  de 5 : 
ans (n^>  : Remarques 
Pays  : 
1981-1985  ; 1986-1990? 1991-1995; 1996-2000; Total ; Remarques 
Belgique ' 2.300* ; 450 ; 1.350+ ; 700 + ; 4.800 ; *Stocks de déchets  produits  antérieurement et qui  seront 
conditionnés  au cours de cette période. 
Ces quantités  comprennent  également des déchets  provenant 
Hn rnmhustihle  retraite  à l'étranaer. 
Danemark · '· 
Allemagne '· • -Les quantités-  relatives  aux déchets  alpha sont  prises en 
compte dans  tes déchets des catégories  de faible et moyenne 
activité. 
France 7.000*; 10.000*; 13.000* ; 15.500* ; 45.500 *Ces quantités  comprennent  également des déchets  produits  an­
térieurement  à la période considérée  mais traités et  condi­
tionnés pendant  cette période. 
! Italie ! 600  ! 850 850* : 200* 2.500 *Ces quantités  comprennent  également des déchets  provenant  du 
combustible  retraité  à l'étranger. 
\ Pays-Bas - J 50*  : 50* 100 : *Déchets  provenant  du combustible  retraité  à l'étranger. 
: Royaume-Uni ; 5.500* | 5.500* ; 7.500* 7.500* : 26.000 : *Ces quantités  tiennent  compte également  de déchets non  trai-
i tés et  conditionnés.  Ceux-ci  ont été  pris en compte en con­
sidérant un volume équivalent  de déchets traités. 
| Total Général J 15.400 ! 16.800 ! 22.750 I 23.950 '. 78.900 
N.B. La Commission  n'a pas reçu  en temps opportun d'informations  sur les déchets  produits  en Grèce,  Irelande  et Luxembourg.  ^ 

Tableau 1.5 : Quantités  des déchets de haute activité traités  et conditionnés 
produits  dans divers  Etats membres  de la Communauté  (centrales  en fonctionnement, 
engagées,  et prévues - hypothèse  a) du tableau 1.1.  ) . 
Pays : Quantité de déchets cumulée  par périodes  de 5 : 
ans (nr")  : 
Remarques  : Pays : 1981-1985J 1986-1990; 1991-1995; 1996-2000; Total ; Remarques  : 
Belgique \ ; ; ro* ; 75* ; 145 ; *Ces quantités  comprennent  également les déchets  provenant  • 
du combustible  retraité  à l'étranger.  ; 
Danemark : : ; -
. Allemagne  ; 250*  ! 375*  ! 625 *Ces quantités  comprennent  également les déchets  provenant 
du combustible  retraité  à l'étranger. 
! France 190 580 850 ; 1.230 ; 2.850 Déchets  provenant  uniquement  du retraitement  du combustible 
national 
! Italie -; ; 125* 135* 260 : *Ces quantités  comprennent  également  les déchets  provenant 
: du combustible  retraité  à l'étranger. 
| Pays-Bas ; ; 5* 15* ; 20 : *Déchets  provenant  du combustible  retraité  à l'étranger 
' Royaume-Uni • ; 400 ; 400 ; 800 : Déchets  provenant  uniquement  du retraitement  du combustible. 
: national 
: Total Général : 190 : 580 • 1.700 : 2.230 
• : 4.700 
N.B. La Commission  n'a pas  reçu en temps opportun d'informations  sur les déchets  produits  en Grèce,  Irlande et Luxembourg 

- 13 -
déchets de  faible  activité 
déchets de  moyenne  activité 
déchets  alpha 
déchets de  haute  activité m3 
350^000-
300.000. 
250-000 
100.000 
50.000 
1981-1985 1986-1990 1991-1995 1996-2000 
Fig. 1.1. :  Production  de déchets  radioactifs  de  toutes 
origines  dans  la Communauté (cumulée par 
périodes de cinq ans). 

( Pays Pourcentage  en volume des déchets pro- ) 
venant des activités de  recherche  et de ) 
l'utilisation  des radioéléments par rap- ) 
port à la production  totale de déchets ) 
1981-1985 1995-2000  ) 
( Belgique 30 20 ) 
( Danemark  : 100 40 ) 
( France 20 6 ) 
( Allemagne  : 30 10 ) 
( Italie  : 50 12 ) 
( Pays-Bas 40 20 ) 
( Royaume-Uni  : 15 10 ) 
d) L'accroissement  de la  production  de déchets de  faible  et moyenne 
activité est  sensiblement  linéaire au  cours de la période considérée. 
Il y a lieu de signaler  que le  taux de cet  accroissement  est moins 
élevé que le  taux d'accroissement  de la  puissance  électronucléaire 
installée.  Ceci est dû  essentiellement  à l'hypothèse  faite précédem­
ment, que de  nouvelles techniques  de traitement  et de conditionnement 
permettant  de meilleurs  facteurs  de réduction de  volume  seront  appli­
quées dans les  années  futures. 
e) Le taux d'accroissement  non linéaire montré par le  volume des déchets 
alpha s'explique  par le  fait qu'une bonne  partie  de ces déchets est 
consituée par les déchets  issus des usines de retraitement  du com­
bustible  épuisé. Ce  dernier  sera retraité en quantité  toujours,  plus 
croissante  à partir de la  fin des années 80. 
Il y a lieu enfin de signaler  que les  volumes  de déchets indiqués 
dans les tableaux  précédents  comprennent  le volume  propre  des matériaux 
radioactifs  constituant  les déchets,  d'une  part, et celui de diverses 
matières  inertes  (ciment, bitume,  polymères,  verre, etc.) nécessaires au 
conditionnement  des déchets,  d'autre  part. Ce dernier  volume représente une 
quantité  importante  du volume  "final"  des déchets conditionnés. De  plus, 
les valeurs  numériques des  tableaux tiennent  compte également du  volume des 
conteneurs  (fûts métalliques,  conteneurs  en béton  etc.) où sont introduits 
les déchets conditionnés (*).  Dans le cas des déchets vitrifiés de  haute 
activité,  le volume de ce  conteneur  est d'un  facteur  1,25-1,3  plus grand 
que le volume du bloc de verre contenant  les déchets  proprement  dits. 
(*) Les valeurs  relatives  à la République Fédérale  d'Allemagne  ne tiennent 
pas compte  du volume des conteneurs  en béton 
14 

CHAPITRE  II 
Situation  actuelle  de la  gestion des déchets  radioactifs 
dans les pays membres de la Communauté 
II.1. Les schémas de  gestion  des déchets  radioactifs 
La gestion  des déchets a  pour objectif  essentiel  d'assurer  la sûreté 
et la protection  des générations présentes et  futures  et de  leur environ­
nement tant que les  substances  radioactives  qu'ils  contiennent  n'ont pas 
atteint,  par décroissance  radioactive,  des niveaux  inoffensifs. 
A cet  effet,  elle doit en particulier  se conformer  aux principes 
généraux de la  protection radiologique. 
La gestion  comprend  la collecte,  le tri, le traitement,  le condition­
nement, le transport,  le stockage  et enfin l'évacuation des déchets. Ces 
différentes activités  sont très liées  entre elles par de  nombreuses  inter­
actions.  Cependant,  dans un but de  simplification,  on peut distinguer  deux 
principaux  groupes  d'activités (*) : 
a) les activités  ayant  trait au traitement  et au  conditionnement  qui sont 
des opérations  industrielles  de transformation visant  à mettre les 
déchets  sous une forme appropriée à la  manutention,  au stockage  et à 
l'évacuation. 
b) les activités  ayant  trait à 1'évacuation qui  peut être réalisée  soit 
par voie terrestre  (enfouissement  à faible  profondeur,  évacuation  dans 
les formations  géologiques  continentales)  soit par voie marine  (immer­
sion dans l'océan,  enfouissement  dans le sous-sol  océanique) 
La gestion  englobe  également le  choix des techniques  et la  conception 
des installations  concernées; les  facteurs  techniques,  sociaux,  et écono­
miques jouent un rôle considérable. 
Enfin, la gestion doit  être réalisée  dans le cadre de dispositions 
permettant  une exécution et un contrôle adéquats. 
Les schémas de  gestion  des déchets  radioactifs  adoptés ou en dévelop­
pement par les  Etats membres de la Communauté  s'efforcent  de prendre  en 
compte ces diverses  considérations;  ils mettent  en cause des organismes 
publics et privés,  industriels  et réglementaires. 
(*) Les opérations de  transport constituent  un cas  particulier  du transport 
des matières nucléaires en général et ne relèvent pas spécifiquement de 
la gestion  des déchets  radioactifs. 
15 

II.2. Dispositions  et structures  établies  dans les Etats membres  pour 
assurer la gestion (*) 
Dans la plupart  des Etats membres, les activités de  gestion  des 
déchets du  premier  groupe,  c'est-à-dire  traitement  et conditionnement,  sont 
assurées  directement  par les producteurs-même des déchets sur  leur lieu de 
production (exploitants  des installations  industrielles  du cycle de com­
bustible  nucléaire, des  centres de recherche  nucléaire,  etc..) à l'excep­
tion, toutefois,  de déchets résultant de  l'utilisation  médicale et  indus­
trielle des radioéléments  dont le traitement  et le  conditionnement  sont, 
dans certains cas,  centralisés. La responsabilité des activités  ayant  trait 
à l'évacuation (activités du deuxième  groupe)  incombent,  par contre, à des 
organismes  nationaux  ou, directement,  aux Autorités  nationales. 
Ceci étant un schéma général de la  gestion  des déchets  radioactifs 
qui peut varier d'un pays à l'autre, il convient  de rappeler  rapidement  la 
structure  et les  principes administratifs essentiels  de cette gestion  dans 
les divers Etats  membres,  tels qu'ils existent aujourd'hui. 
En Belgique,  le stockage,  le rejet et l'évacuation des déchets 
radioactifs  sont réglementés par les  dispositions  de l'Arrêté  Royal de 
février 1963 sur la  protection  de la  population  et des  travailleurs contre 
le risque des radiations ionisantes.  Cet Arrêté définit,  entre autre,  le 
schéma des  inspections  et autorisations  des différentes opérations nuclé­
aires y compris  celles  sur les déchets  radioactifs.  Un Organisme  National 
pour les Déchets  Radioactifs  et les matières  Fissiles  ONDRAF/NIRAS a été 
créé par la  loi d'Août 1980 et confirmé par l'Arrêté  Royal de mars 1981 qui 
constitue  le statut de l'Organisme.  Les compétences de  l'Organisme  ont 
trait au transport (organisation, coordination  et enregistrement)  des 
déchets  radioactifs,  au stockage  intermédiaire (responsabilité), en  dehors 
des installations  de production,  des déchets non traités et conditionnés et 
à toute opération d'évacuation de déchets, précédée ou non d'un  stockage 
intermédiaire  dont il en a la  charge.  Dans le domaine  du conditionnement 
des déchets,  l'Organisme  a un rôle complémentaire par  rapport à celui des 
exploitants  des installations  majeures  du cycle du combustible.  De plus, 
l'Organisme  est responsable  de la définition des critères de qualité  pour 
les déchets conditionnés, de  l'acceptation  des méthodes de  conditionnement 
et du contrôle de qualité des déchets conditionnés. 
En accord  avec le Service National  de la Santé du  Danemark,  le 
Laboratoire National  de Ris^, est le  seul organisme  danois qui assure des 
services  dans le domaine  de la  gestion des déchets  pour les utilisateurs 
des matériaux  radioactifs  (hôpitaux,  industrie etc).  La gestion  de ces 
déchets et de  ceux produits  par le  laboratoire  de Ris^ est effectuée en 
conformité  avec les principes  spécifiés par les  lois atomiques  danoises 
(*) Tous les pays poursuivant  une activité nucléaire  garantissent  que 
l'exposition  aux rayonnements  liée à ces activités, et par conséquent, 
à la gestion  des déchets  radioactifs,  demeure dans les limites  fixées. 
Les dispositions  communautaires  et nationales  établies  dans ce domaine 
sortent du cadre spécifique de ce  rapport. 
16 

(*). Le système est supervisé  par l'autorité  danoise  en matière de régle­
mentation  nucléaire.  Aucune  decision  n'a été  prise jusqu'à présent  pour 
l'évacuation  des déchets stockés  à Ris^. 
Bienqu'aucune  centrale  électronucléaire  ne soit actuellement  en 
exploitation  au Danemark,  les aspects  liés à la  gestion des déchets de 
haute activité  sont actuellement  étudiés  par l'Agence danoise pour  la 
protection  de l'environnement  . L'objectif  de ces  études est d'évaluer les 
investigations  effectuées  par les compagnies  d'électricité sur  la faisabi­
lité de l'évacuation  des déchets de haute activité  dans les formations 
géologiques  salines. 
En République Fédérale  d'Allemagne,  le Gouvernement  a développé,  pour 
"fermer" le cycle du combustible  nucléaire  un concept  intégré  pour la 
"partie  finale"  du cycle du combustible  (**). Ce système  inclut  toutes  les 
activités  et les installations  de la "partie  finale"  du cycle du combusti­
ble, c'est-à-dire  la gestion du combustible  épuisé et des  déchets  radio­
actifs. Le quatrième amendement  de 1976 à la "loi atomique allemande"  (***) 
définit et distribue  les responsabilités  entre le gouvernement  et l'indus­
trie concernée.  Le Gouvernement  Fédéral est  responsable pour  le confinement 
et l'évacuation  des déchets.  Cette tâche a été conférée  à l'agence  fédérale 
"Physikalisch-Technische  Bundesanstalt"  (PTB)  laquelle  doit développer, 
construire  et exploiter  les installations  de confinement  et d'évacuation 
des déchets.  L'industrie  est par  contre responsable  du développement,  de la 
construction  et de  l'exploitation  des autres  installations  de la  partie 
finale du cycle y compris  celles  relatives  au traitement  et conditionnement 
des déchets.  Cette  industrie  est constituée  par toutes les compagnies 
d'électricité  exploitant  les centrales  électronucléaires,  lesquelles  ont 
constitué  la "compagnie  allemande pour  le retraitement  du combustible 
nucléaire"  (****)  pour faire face aut tâches imposées par la  loi. 
Les déchets  radioactifs  provenant  de l'utilisation  des radioisotopes 
à de fins médicales,  industrielles  et de  recherche doivent  être délivrés, 
d'après la  loi, aux installations  centrales  de stockage  construites  par les 
Lander. (*****)  L'évacuation  de ces déchets est également la responsabilité 
de l'agence  fédérale  PTB. 
Les travaux  relatifs  à la  gestion des déchets  radioactifs  ont été 
entrepris  en France depuis  une trentaine  d'années  par les chercheurs  du 
Commissariat  à l'Energie  Atomique  (CEA)  lesquels  se sont trouvés  peu à peu 
confrontés  à tous les aspects de la  gestion des déchets y compris  1' 
évacuation  depuis la création,  en 1969, du  "Centre  de stockage  de la 
Manche"  pour les déchets  de faible-moyenne  activité.  Ce centre a été géré 
pendant dix ans par une compagnie  privée  pour le compte du CEA. 
Plus récemment,  le développement  du programme  français  des centrales 
électronucléaires  a incité les  pouvoirs  publics  à intensifier  l'effort  en 
(*) Lov om  nukleare anlaeg (atomanlaeg)  n° 170, du 16 mai 1962  et 
partie de Lov om  sikkerhedsmaessige  og mili^maessige  forhold ved 
atomanlaeg  m.v. n°  244 du 12 mai 1976 
(**) "Integriertes  Entsorgungskonzept" 
(***) "Deutsches  Atom-Gesetz" 
(****) "Deutsche  Gesellschaft  fur Wiederaufarbeitung  von Kernbrennstoffen 
mbH" (DWK) 
(*****)  "Landessammelstellen" 
17 

matière d'évacuation des déchets et à  lui donner un caractère  industriel. 
Dans cette perspective,  une organisme  central,  l'Agence Nationale 
pour la gestion  des Déchets  RAdioactif  s (ANDRA),  a été créé le 7  novembre 
1979. 
Dans le cadre des dispositions  législatives et réglementaires, 
1'ANDRA est chargée: 
- d'assurer  la gestion  des centres  d'évacuation,  soit directement,  soit 
par l'intermédiaire de  tiers agissant pour  son compte; 
- de concevoir, d'implanter  et de réaliser les  nouveaux  centres  d' 
évacuation, et  d'effectuer toutes  les études nécessaires à  cette fin, 
notamment  en ce qui  concerne les  prévisions de  production  de déchets; 
- de promouvoir,  en concertation  avec les producteurs  de déchets, des 
spécifications de  conditionnement  des déchets  radioactifs  avant  leur 
acheminement  vers les centres d'évacuation; 
- de contribuer  aux recherches,  études et  travaux concernant les  procédés 
de gestion  à long terme des déchets  radioactifs ainsi  que leur devenir. 
Le CEA est  l'organisme  qui effectue  la recherche  de base et la  mise 
au point  des procédés de  conditionnement  des déchets. Les  exploitants  des 
installations  produisant  des déchets  radioactifs  sont responsables  du 
conditionnement  des déchets conformément aux spécifications édictées par 
l'ANDRA  pour qu'ils  puissent  être acceptés sur un  centre d'évacuation. 
En Italie , les exploitants  des installations  nucléaires et les 
utilisateurs  des radioéléments (y  compris  les hôpitaux)  sont responsables 
du traitement  et conditionnement  des déchets  ainsi que du  stockage  inter­
médiaire des déchets conditionnés (sur les  sites de production  ou sur de 
sites "ad hoc"). Ceci  est valable  pour les différantes catégories des 
déchets y  compris  la catégorie des déchets de  haute activité. 
Il est prévu que  l'Etat  italien  sera responsable  de l'évacuation des 
déchets conditionnés de  toutes  catégories. L'évacuation  sera effectuée 
après autorisation  préalable du Ministère de  l'Industrie,  du Commerce et de 
l'Artisanat. 
La société NUCLECO, a été créée en vue de la  gestion  des déchets de 
faible et moyenne activité (*). Les  participants  sont l'AGIP Nucleare  et le 
Comité national  pour la recherche  et le développement en matière  d'Energie 
Nucléaire et des  Energies  Alternatives  (ENEA).  Ce dernier  a les tâches 
suivantes  : 
- effectuer  et promouvoir,  également au moyen  d'une coopération  inter­
nationale  adéquate, des études et  travaux  de R et D  dans le domaine  de la 
gestion des déchets  (mise au point des procédés de  traitement  et condi-
(*) Cette société a été constituée en 1981 par  AGIP Nucleare  et ENEA. Les 
activités  consistent  en : 
- la collecte,  le transport,  le stockage  et le conditionnement  des 
déchets de  faible et moyenne activité ; 
- la décontamination des  installations  et ateliers ; 
- le déclassement des  installations  nucléaires; 
- la conception,  la construction,  la livraison  et l'exploitation 
d'installations  pour le traitement  et le conditionnement  de déchets 
de faible et moyenne activité. 
18 

tionnement,  études et expérimentation des  techniques  d'évacuation  dans 
les formations  géologiques, études  visant à individualiser  les formations 
géologiques  les plus  adéquates à l'évacuation); 
- assurer  la disponibilité d'un  site, de propriété  publique,  adéquat à 
l'évacuation de déchets de  haute activité  et/ou alpha  dans les formations 
géologiques; 
- contribuer,  en tant qu'organisme  technique  de l'Etat,  à la définition des 
critères et des  pratiques  de gestion  pour toute catégorie de déchets 
ainsi que, en  particulier,  contribuer  à la définition des caractéri­
stiques des déchets conditionnés. 
En plus, ENEA, en  tant que producteur  de déchets  dans ses instal­
lations,  a les mêmes responsabilités que  chaque  exploitant  d'installations 
nucléaires. 
En vertu  de la  loi sur l'énergie nucléaire des  Pays-Bas,  le Centre de 
recherche  de l'énergie des  Pays-Bas,  ECN (*) est le  Service  central  pour la 
collecte  des déchets  radioactifs.  Le Centre  traite et conditionne  également 
les déchets en vue de  leur stockage  intermédiaire et de  leur évacuation. 
Les Départements de  l'Environnement sont responsables  au Royaume-Uni 
de la politique  en matière de  gestion  des déchets  radioactifs.  Cela inclut 
l'établissement  d'une stratégie  globale  à long terme.  Les organismes 
responsables  de la réglementation en matière de  gestion  des déchets  radio­
actifs sont les  Départements de  l'Environnement,  le Ministère de  l'Agricul­
ture, de la Pêche et de  l'Alimentation,  l'Inspectorat  des installations 
nucléaires et le Département du  Transport. 
Les producteurs  de déchets  sont responsables  du traitement, condi­
tionnement, stockage, transport  et de l'évacuation des déchets. En  juillet 
1982 les producteurs  d'électricité  (CEGB et SSEB), BNFL et UKAEA ont 
constitué le  nouvel organisme  NIREX pour coordonner les besoins  de l'indus­
trie nucléaire en vue de l'évacuation,  pour créer les  installations  d'éva­
cuation nécessaires et  pour reprendre  les responsabilités de 1'UKAEA en 
matière  d'immersion  des déchets  dans l'océan  (**). 
(*) Energieonderzoeck  Centrum  Netherlands 
(**) CEGB:  Central  Electricity  Generating Board; 
SSEB: South of Scotland  Electricity  Board; 
BNFL: British  Nuclear  Fuel Limited; 
UKAEA: United  Kingdom  Atomic Energy  Authority; 
NIREX: Nuclear Industry Radioactive  Waste Executive. 
19 

II.3. Techniques  et installations  actuellement  disponibles  pour le traite-
ment et le  conditionnement  des déchtes 
Comme déjà indiqué, le  traitement  et le  conditionnement sont  des 
opérations complémentaires  visant  à mettre  les déchets  sous une forme 
appropriée à une  manutention,  un stockage  et une évacuation  surs. En accord 
avec le principe  ALARA (*), les  techniques  et les procédés utilisés  sont 
choisis de manière à ce que les  travailleurs  ne soient pas exposés à des 
doses de radiation  significatives. 
Suivant la nature et le  niveau d'activité des matériaux  radioactifs 
présents,  le traitement peut  être précédé de périodes  d'entreposage  de 
quelques  mois ou quelques  années de manière à  laisser  décroître la  radio­
activité et  "refroidir"  les déchets  bruts. 
Le traitement  prépare les déchets,  tels qu'engendrés à la  source de 
production,  en vue de  leur conditionnement,  par l'application  de procédés 
mécaniques,  physiques et/ou chimiques,  qui ont  pour but essentiel  de 
réduire le  volume des déchets  bruts et d'en  changer  la composition  (**). 
Quelques  procédés  sont, par example: 
pour les  déchets  solides:  - le découpage, le  cisaillage,  le broyage; 
- la compaction; 
- l'incinération, la  calcination; 
pour les  déchets  liquides:  - 1'evaporation; 
- 1'insolubilisation; 
- la précipitation  chimique,  la neutralisation 
et la filtration 
- etc ... 
Certains  de ces procédés  sont appliqués  avec succès  depuis 20 à 30 
ans aux déchets de  basse activité. 
Le conditionnement  met les déchets traités  sous des formes permettant 
de réduire au  minimum  les risques  de dispersion  des radioéléments  contenus, 
lors des opérations de  manutention  et de  transport  ou lors d'attaques 
d'agents  extérieurs  (essentiellement  de l'eau) après  leur évacuation. A cet 
effet, les déchets traités  sont le plus souvent  incorporés  dans des ma­
trices qui, en solidifiant,  constituent  des blocs ou structures  présentant, 
avec ou sans l'aide de conteneurs  métalliques extérieurs, les caractéris­
tiques de sécurité  requises  (bonne résistance mécanique aux  chocs, résis­
tance au feu, faible  taux de lexiviation,  etc.). 
Le choix  de la  matrice  résulte de  l'examen  de nombreux  facteurs  dont 
les principaux sont: type  de déchet,  nature et niveau de la radioactivité 
contenue,  coût, sécurité  fournie  par l'emballage obtenu. 
ALARA = As Low As  Reasonably Achievable 
La plus grande partie des déchets  gazeux est aujourd'hui  rejetée en 
tant qu'effluents  (cfr. par. 1.1).  A la longue, ces  rejets pourraient 
devenir non acceptables.  En conséquence des  travaux de R et D, en 
cours d'exécution,  visent à développer des procédés de  traitement 
adéquats et à  l'immobilisation  dans des matrices  solides. 
20 

La situation  actuelle  dans la Communauté se présente schématiquement 
ainsi: 
les ciments  ont été employés dés les années 1950 et  sont encore 
aujourd'hui  d'un usage général,  essentiellement pour  les déchets de  faible 
activité; 
les bitumes  introduits  vers 1960-1965  permettent d'enrober  des 
activités par unité de  volume,  plus élevées que les  ciments. Leur emploi, 
est limité à  quelques  Etats membres; 
les polymères ont été  introduits  récemment.  Ils sont  utilisés  princi­
palement  pour le conditionnement  des déchets  provenant  des centrales 
électronucléaires  ; 
les verres , étudiés  depuis environ  25 ans  pour le conditionnement  des 
déchets de  haute activité et de  longue durée de vie  issus du retraitement 
des combustibles  irradiés,  atteignent aujourd'hui  le niveau  industriel  et 
commercial,  dans la variante  mise récemment sur le marché par la  France. 
La description  des différentes  techniques mises  en oeuvre dépasse le 
cadre du présent  document.  Des rapports  récents (3), (4), (5),  donnent, 
s'il en est  besoin,  l'état de la  situation  pour les pays de la Communauté 
d'une part, et tous les  détails  techniques d'autre part  (*). 
Néanmois on  trouvera  dans le tableau  II. 1 un aperçu,  pays par pays, 
des principales  techniques  de traitement pour  les déchets  solides  et les 
matrices  d'enrobage  utilisées. Il y a  lieu de noter que les procédés 
d'evaporation  et filtration  sont largement  utilisés  dans tous les Etats 
membres  pour le traitement  des déchets  liquides. 
Bien entendu  les techniques  de traitement  et de  conditionnement 
présentées précédemment  progressent  et des améliorations  sont à l'étude 
(betons et bitumes  améliorés, résines  thermodurcissables, vitroceramiques, 
etc.). Ces travaux  et perspectives  relèvent de la  Recherche  et du Dévelop­
pement, comme la mise au point de techniques nouvelles  et font l'objet  du 
chapitre  III. 
Les principales  installations  actuellement  en service  dans les 
différents  pays de la Communauté  pour le traitement  et le  conditionnement 
des déchets  solides,  sont répertoriées au  tableau  II.2,  tandis 
que le tableau  II.3 donne l'inventaire  des installations  pour le traite­
ment et le  conditionnement  des déchets  liquides. 
Il y a  lieu de noter que, après le  traitement  et le  condi­
tionnement,  les déchets se  trouvent  confinés  dans des conteneurs  spé­
cialement  conçus en vue de l'évacuation. En  particulier  ces conteneurs 
répondent aux spécifications édictées par les  organismes nationaux 
responsables  de la  gestion des déchets  radioactifs  (cf. par. II.2). 
(*) Ces  rapports sont  issus des études effectuées  dans le cadre du premier 
programme  (1975-1979)  de R et D de la Communauté sur la  gestion  et le 
stockage des  déchets radioactifs  (cfr. par. III.1). 
21 

Tableau  II.1. : Principales  techniques  de traitement  des déchets  solides  et matrices  d'enrobage 
utilisées  dans les Etats membres de la Communauté. 
Pays Techniques  de traitement Matrices  d'enrobage pour  le conditionnement 
Pays 
Compactage Incinération Ciments Bitume Polymères 
Belgique + + + + + 
Danemark + + + 
Allemagne + + + + 
France + + + + + 
Italie + + + 
Pays-Bas + + , + 
Royaume-Uni + + + + 

Tableau II.2 : Installations  disponibles  dans différents pays  de la Communauté 
pour le traitement  et le conditonnement  des déchets solides. 
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  & 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
Belgique Combustible Traite­
ment Incinérateur du  type à basse température 
(700-800°C) installé au CEN/SCK de Mol. 100-150 
Kg/h 
facteur de 
réducti on 
du volume 
60 L'incinérateur ne  permet pas 
le traitement  des déchets 
contenant  du plutonium. 
CompactabU Traite­
ment Presse de 300  Tonnes installée au CEN/SCK de Mol. Facteur de 
réducti on 
du volume 
3. Installation  étanche aux 
particules  alpha. 
Combustible 
Compactabls 
Non - com-
pactable Condi­
tionne­
ment Installations  pour l'incorporation  des déchets 
dans le ciment et dans le bitume sont disponibles 
au CEN/SCK de Mol. Les déchets conditionnés  sont 
emballés  dans des fûts métal­
liques de 220 l ou  dans des 
conteneurs  en béton de 400  l. 
Danemark Compactab l( Traite­
ment Presse à compacter  disponible  au Centre de 
Recherche  de Risd. Les déchets  sont compactés 
dans des fûts métalliques et 
stockés  sans conditionnement. 
Allemagne Combustible Traite­
ment Des incinérateurs  pour déchets de  faible et 
moyenne activité  sont disponibles  aux centres  de 
recherche  nucléaire de : -  Karlsruhe 
i1 -  Jülich 70 kg/h 
100 kg/h Egalement  pour déchets 
liquides 

Tableau  II. 2 : Installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement et le conditonnement  des déchets  solides. 
- Suite -
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  S 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
Allemagne 
(suite) Compactable Traite­
ment Des installations  de compaction  de déchets  sont 
disponibles  dans plusieurs  centrales  électronu­
cléaires, ainsi qu'aux  centres  de recherche  nu­
cléaire de : -  Karlsruhe 
- Jülich 
- HMI, Berlin 
- GKSS Ä Geesthacht 1000 m3/an 
facteur de 
réduction 
du volume 
5 
facteur de 
réduction 
du volume 
2 Presse de 16 tonnes Allemagne 
(suite) 
Non - com­
pactable Traite­
ment Des installations  de découpage  sont disponibles 
dans les centres de recherche de : 
- Karlsruhe 
- Karlsruhe 
- Jülich 
- HMI^ Berlin 400 m3/an 
70 m3/an Pour déchets de  faible  Cacti · 
.1· u ^ j Cvité Pour déchets de moyennneC Allemagne 
(suite) 

Tableau II.2  : Installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement  et le conditonnement  des déchets  solides. 
- Suite -
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  & 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
Al lemagne 
(suite) Combustible 
compactable 
non - com­
pactable Condi­
tionne­
ment Des installations  pour l'incorporation  des déchets 
dans le ciment sont  disponibles  dans plusieurs 
centrales électronucléaires  et dans les centres 
de recherche nucléaire de : 
- Karlsruhe 2 fûts/h df 
200 l. Pour cendres,  résines échan-
geuses d'ions et concentrats 
d'évaporation Al lemagne 
(suite) Combustible 
compactable 
non - com­
pactable Condi­
tionne­
ment 
- Jülich 150 - 200 
fûts/a de 
200 l Pour cendres  et résidus de 
l'évaporation  sèches. Al lemagne 
(suite) Combustible 
compactable 
non - com­
pactable Condi­
tionne­
ment 
- HMI, Berlin Pour solides et concentrats 
d'évagoration. Al lemagne 
(suite) Combustible 
compactable 
non - com­
pactable Condi­
tionne­
ment 
- GS F Al lemagne 
(suite) Combustible 
compactable 
non - com­
pactable Condi­
tionne­
ment 
- GKSS^ Geesthacht Al lemagne 
(suite) 
Compactable 
Non - com­
pactable Condi­
tionne­
ment Unités mobiles pour l'enrobage  des résines e.cchan 
-geuses d'ions dans le styrène mélangé à un  cata­
lyseur. Les résines sont condition­
nées dans des fûts de 200  l. 

Tableau II.2  : Installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement et le conditonnement des  déchets  solides. 
- Suite -
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  & 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
France Combustible Traite­
ment Incinérateurs de différents  types sont en service 
dans les centres  de recherche du CE.A.  suivants: 
- Cadarache 30 Kg/h Incinération de  tous les 
types des déchets solides y 
compris les  déchets alpha 
- Cadarache 50 Kg/h Incinérateur  pour liquides 
organiques 
- Marcoule 100 Kg/h L'incinérateur  brûle égale­ment les déchets liquides 
non aqueux. 
- Fontenay-aux-Roses 50 Kg/h 
- Grenoble 20 Kg/h Pour les déchets biologiques 
et matières plastiques  con­taminées. 
Compactable Traite­
ment Presses de différentes  forces sont en service à : 
- Cadarache 
- Marcoule 
- Centre de Stockage de la Manche 2.500 KN 
600 KN 
4.000 KN 

Tableau II.2  : Installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement et le conditonnement des  déchets  solides. 
- Suite -
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE & 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
France 
(suite) Non - com-
pactable Traite­
ment Une installation  de découpage à  l'arc de déchets 
de grandes dimensions est  en service à Marcoule; 
d'autres installations  de découpage  sont dispo­
nibles dans les centres  de recherche, comme 
Saclay. 
Combustible 
Compactable 
Non - com­
pactable Condi­
tionne­
ment Des installations  pour l'enrobage  dans les ci-1 
ments sont disponibles  dans plusieurs centrales 
électronucléaires,  à l'usine de retraitement  du 
combustible  épuisé de COGEMA et Marcoule,  au 
Centre de Stockage de la Manche. 
Une installation  d'enrobage  dans le ciment-
bitume est  disponible à Cadarache. 
Une installation  d'enrobage  par résines thermo-
durcissables  est en service à la centrale 
électronucléaire de  Chooz pour les  filtres et 
les résines échangeuses  d'ions; une installa­
tion du même type est en service au C.E.N. de 
Grenoble. 
Italie Compactable Traite­
ment Différentes  presses sont  disponibles  : 
- au Centre de recherche de CAMEN Facteur de réduction 
du volume 4 
- au Centre du CCR à Ispra 750 KN 
- aux centrales électro-nucléaires 
de Trino, Garigliano  Caorso et 
Lati na 

Tableau  II.2 : Installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement  et le conditonnement  des déchets  solides. 
- SUITE  -
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  & 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
Italie 
(suite) 
Pays-Bas Compactable 
Non - com­
pactable 
Compactable Condi­
tion­
nement 
Traite­
ment Une installation  d'enrobage dans  lé bitume est 
en service au centre du CCR à  Ispra 
Installation  pour l'enrobage dans  l'aldéhyde 
formique des résines  exchangeuses  d'ions disponi-
Installation  pour l'enrobage dans les  résines des 
espaceurs  des éléments de  combustible disponible 
Unité mobile pour l'enrobage dans  des matières 
plastiques  ou dans le ciment des résines  exchan­
geuses d'ions, concentrats  d'évaporation  etc. 
Presse de 1.500  tonnes en service au centre de 
recherche ECN de Petten 500 fûts 
de 
200 l/an 
Capacité 
moyenne 
2000 fûts 
de 
220 l/an 
Facteur de 
réducti on 
du volume 
5 Pays-Bas Compactable Traite­
ment Presse de 1.500  tonnes en service au centre de 
recherche ECN de Petten Facteur de 
réducti on 
du volume 
5 
Condi­ Installation  pour l'enrobage dans le ciment  des 
tionne­ déchets compactés en  service : 
ment - au ECN à  Petten 20-25 fûts 
/h 

Tableau  II.2 : Installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement  et le  conditonnement  des déchets  solides. 
- Suite) 
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  & 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
Royaume-
Uni Combustible Traite­
ment Des incinérateurs  pour les déchets de  basse acti­
vité sont disponibles  dans la plus grande partie Capacité 
d'envi ron 
7000 m3/an Ce type d'incinérateur n'a 
pas de filtre dans la chemi­
née. 
Des incinérateurs  pour déchets d'activité  plus 
importante sont disponibles  aux centrales  électro' 
nucléaires de  Berkeley, Hinkley Point, Bradwell, Capaci té 
•d'envi ron 
3000 m3/an 
Compactable Traite­
ment Des presses sont disponibles  dans quelques  cen­
trales électronucléaires et à  Harwell. Facteur de 
réduction 
de volume 
2 
Divers Condi­
tionne­
ment Des installations  pour l'enrobage  dans le ciment 
sont disponibles  à : 
- Hinkley Point  et Trawsfynydd 
(centrales  électronucléaires) Capacité 
k0<2 m3/i 
- Harwell et Vinfrith  (centres 
de recherche) Conditionnement  en vue de 
l'immersion  dans l'océan. 

Tableau II.3 : Principales  installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté  pour 
le traitement  et le conditionnement  des effluents  liquides 
PAYS NATURE OU TYPE 
DES DECHETS PHASE DE LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  ET 
CARACTERIS­
TIQUES REMARQUES 
Belgique 
Effluents  des 
centrales  élec-
tronucléai  res 
Effluents  de 
l'usine de re­
traitement  du 
combustible 
Eurochimie 
Effluents  des 
di fférentes 
installations 
nucléaires Traitement 
Traitement 
Conditionnement 
Traitement Des installations  de filtration  et éva­
poration  des effluents  liquides  sont 
disponibles  aux centrales  électronuclé­
aires de Doel I, II et Tihange Capacité des 
circuits  de 
fi Itration/ 
évaporation 
2 tonnes/h 
Deux évaporateurs  sous vide pour  les 
liquides  de moyenne activité 1,5 m3/h 
facteur de 
concentra­
tion 30 
Enrobage  en bitume des résidus du dé-
gainage chimique  des éléments de com­
bustible  dans l'installation  Eurobitume 650 m3/an 
Des installations  de flocculation-co-
precipi tati on sont disponibles  au CEN/ 
SCK de Mol  pour les différents  effluents 
liquides  provenant  des laboratoires  de 
Mol, Geel (C.C.R.), Dessel  (Belgonuclé-
aire) et de  l'usine  Eurochimie  : Après traitement  les liquides 
sont rejetés  dans les riviè­
res 
Les concentrats  (de haute ac­
tivité)  sont stockés en at­
tendant le conditionnement 
Les déchets  sont conditionnés 
dans des fûts en  acier ino­
xydable de 220  l. Les fûts 
sont stockés  dans l'instal­
lation Eurostorage 
Après traitement  et contrôle 
les liquides  sont déchargés 
dans une rivière 
- liquides  de catégorie 1 * 500 m3/j 
liquides  de catégorie 2 * et 3 * 400-500 m3/j 
facteur de 
concentration 
" 4.000-5.000  ' * Ces catégories  sont celles 
de l'AIEA (référence 1) 

TABLEAU  II.3  : PRINCIPALES INSTALLATIONS DISPONIBLES  DANS DIFFÉRENTS  PAYS DE LA COMMUNAUTÉ  POUR 
LE TRAITEMENT  ET LE  CONDITIONNEMENT  DES EFFLUENTS LIQUIDES  (SUITE) 
PAYS NATURE OU TYPE 
DES DECHETS PHASE DE LA 
GESTION INSTALLATIONS CAPACITE ET 
CARACTERIS­
TIQUES REMARQUES 
BELGIQUE 
(SUITE) EFFLUENTS  DES 
DIFFÉRENTES 
INSTALLATIONS 
NUCLÉAIRES 
(SUITE) CONDITIONNEMENT UNE INSTALLATION  POUR L'ENROBAGE DANS 
LE BITUME DES BOUES EST DISPONIBLE  AU 
CEN/SCK DE MOL 10 KG DE 
SOLIDE 
SEC/ H LES DÉCHETS CONDITIONNÉS SONT 
STOCKÉS EN ATTENTE DE L'IM­
MERSION DANS L'OCÉAN 
DANEMARK EFFLUENTS  DE 
BASSE ACTIVITÉ 
DES LABORATOI­
RES ET INSTAL­
LATION DE 
RECHERCHE TRAITEMENT UNE INSTALLATION  D'ÉVAPORATION  (EVAPO-
RATEUR À RECOMPRESSION  À CIRCULATION 
FORCÉE) EST DISPONIBLE  AU CENTRE DE 
RECHERCHE  DE Risé 2 M3/H 
CONDITIONNEMENT INSTALLATION  POUR L'ENROBAGE DANS  LE 
BITUME DES CONCENTRATS D'ÉVAPORATION LES DÉCHETS SONT CONDITIONNÉS 
DANS DES FÛTS DE 100 L QUI 
ENSUITE SONT INTRODUITS DANS 
DES FÛTS  DE 210 L. L'ESPACE 
ANNULAIRE  EST REMPLI AVEC  DU 
CIMENT 

Tableau II.3 : Principales  installations  disponibles  dans différents pays  de la  Communauté pour 
le traitement  et le  conditionnement  des effluents  liquides  (suite) 
; PAYS NATURE OU TYPE 
DES DECHETS : PHASE DE LA : 
: GESTION : INSTALLATION  .; CAPACITE  ET \ 
CARACTERIS-  REMARQUES  [ 
TIQUES ; : 
: Allemagne  : Effluents  des : Traitement 
: :  centres de re-: 
: :  cherche  nu- : 
: : cléaire : Des installations  d'évaporation  sont : 
disponibles  dans les centres de recher-* 
che de : : Allemagne  : Effluents  des : Traitement 
: :  centres de re-: 
: :  cherche  nu- : 
: : cléaire : \ - Karlsruhe | 4 m3/h |  Deux évaporateurs  pour les " 
effluents  de faible activité 
\ - Karlsruhe 1 1 m3/h [  Pour effluents  de moyenne \ 
\ \ activité [ 
: - Jùlich 
; - HMI,  Berlin : 5 tonnes/h:  Pour effluents  de faible ac- : 
: et : tivité 
: 2 tonnes/h: 
" 150 kg/h "  Pour effluents  de faible ac-
: tivité : 
: Un incinérateur  pour solvants  est dis­
ponible à Karlsruhe : 20 kg/h .  Installation pilote  : 
Une installation  de purification  du 
kérosène est  disponible  à Karlsruhe : 40 m3/an \ : 
Installation  de décontamination (rési­
nes échangeuses  d'ions)  est disponible 
. à Jùlich 
Conditionne­
ment Les concentrats  d'évaporation  sont in­
corporés  dans le ciment dans les ins­
tallations  citées au  tableau  II.2. 

Tableau II. 3 : InstalLations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement  et le conditionnement  des effluents  liquides,  (suite) 
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION [CAPACITE  S 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
France Effluents 
de basse et 
moyenne 
activités 
des centres 
de recher­
che et des 
différentes 
installa­
tions du 
cycle du 
combustible! Traite­
ment Deux installations  sont disponibles  à Cadarache 
pour le traitement  par précipitation des déchets 
aqueux de l'usine de fabrication  de combustible 
à base d'oxyde-mixte. 
D'autres  installations  du même  type sont dispo­
nibles à l'usine de retraitement  de La Hague et 
à Marcoule. 
Des évaporateurs  sont disponibles  dans toutes les 
centrales  électronucléaires et à : 
_Saclay_ 
Cadarache 2 m3/h 
6 m3/h 
7000 m3/an 
10000m3/an 
- Fontenay-aux-Roses 2000-4000 
m3/an 
- Marcoule 100-130 
l/h Pour liquides  carbonates 
Condi­
tionne­
ment Installations  pour l'enrobage  dans le ciment des 
concentrés d'évaporateurs et des  boues dispnibles 
dans plusieurs  centrales  électronucléaires et 
centres de recherche. 
Installations  pour l'enrobage  dans le bitume des 
concentrats  disponibles  à Saclay,  Cadarache  et 
Marcoule,. 
Effluents 
de haute 
activité 
des usines 
de retrai­
tement du 
combustible 
épuisé. Trai te-
ment Des évaporateurs  sont disponibles  à La Hague et 
à Marcoule. 500 l/h 
Condi­
tionne­
ment Un atelier  pilote de vitrification  est en  servicq 
à Marcoule. Déchets vitrifiés. 

Tableau II.3 : Installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement  et le conditonnement  des effluents  liquides,  (suite) 
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  & 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
Italie Effluents 
de basse 
activité 
des centres 
de recher­
che et des 
centrales 
electro-
nucléaires 
Effluents 
de faible, 
moyenne 
haute acti­
vité des 
installa-
tions pilo­
tes de re-
traitement. Traite­
ment Au centre  de recherche  de Casaccia  est disponible 
une installation  de précipitation/fiItration  pour 
les liquides  aqueux de catégorie 2. 2,5 m3/h Italie Effluents 
de basse 
activité 
des centres 
de recher­
che et des 
centrales 
electro-
nucléaires 
Effluents 
de faible, 
moyenne 
haute acti­
vité des 
installa-
tions pilo­
tes de re-
traitement. Traite­
ment 
Les installations  suivantes sont disponibles  au 
CCR Ispra : 
- fourneau  pour combustion  des 
liquides  organiques 
- installation  de flocculation/ 
centrifugation 25 l/h 
5 m3/h Italie Effluents 
de basse 
activité 
des centres 
de recher­
che et des 
centrales 
electro-
nucléaires 
Effluents 
de faible, 
moyenne 
haute acti­
vité des 
installa-
tions pilo­
tes de re-
traitement. Traite­
ment 
Des évaporateurs  sont en service aux centrales 
électronucléaires de  Latina,  Garigliano,  Trino 
et Caorso. Italie Effluents 
de basse 
activité 
des centres 
de recher­
che et des 
centrales 
electro-
nucléaires 
Effluents 
de faible, 
moyenne 
haute acti­
vité des 
installa-
tions pilo­
tes de re-
traitement. Condi­
tionne­
ment 
Traite­
ment Une installation  pour l'immobilisation  des rési­
nes exchangeuses  d'ions est disponible  à Caorso. 
Des évaporateurs  sont en service  aux usines 
pilotes de retraitement  EUREX et  ITREC. Les concentrats  d'évaporation 
sont stockés  dans l'attente 
du conditionnement. 

Tableau II. 3 : Installations  disponibles  dans différents  pays de la Communauté 
pour le traitement  et le  conditonnement  des effluents  liquides,  (suite) 
PAYS NATURE OU 
TYPE DES 
DECHETS PHASE DE 
LA 
GESTION INSTALLATION CAPACITE  & 
CARACTE­
RISTIQUES REMARQUES 
Pays-Bas Effluents 
de basse Traite-
ment Installation  de précipitation/centrifugation/ 
filtration  disponible  au centre ECN. 2 m3/h 
activité 
des centres 
de recher­
che et cen­
trales é 
électro-
nucléaires Traite-
ment 
Installations  de filtration  et evaporation  en 
service aux centrales  électronucléaires de : 
- Dodewaard 
- Borssele 0,6 m3/h 
1 tonne/h activité 
des centres 
de recher­
che et cen­
trales é 
électro-
nucléaires 
Condi­
tionne­
ment Installation  d'enrobage  en service  à : 
- ECN (ciment) 
- Dodewaard  (ciment) 
- Borssele  (polythene) 0,5 m3/j 
0,25 m3/j 
Royaume-
Uni Effluents 
de basse-
moyenne 
activité 
des instal­
lations du 
cycle du 
combustible Traite­
ment Des installations  de filtration  et/ou des 
exchangeurs sont disponibles  dans toutes les 
centrales  électronucléaires et à  l'usine  de 
retraitement  du combustible  épuisé à  Windscale. 4000 m3/j 

II.4 Moyens  disponibles  pour le stockage  et l'évacuation des déchets 
L'évacuation des déchets  radioactifs  est couramment  pratiquée  dans la 
Communauté,  essentiellement pour les  déchets de  faible et moyenne activité. 
Les déchets  alpha et ceux de haute activité(*)  sont, pour  le moment, 
stockés.  Les moyens d'évacuation  sont à l'étude  ou en  voie de dévelop­
pement.  Ils seront  présentés  dans le chapitre  III. 
Le niveau  d'activité des déchets de  faible  et moyenne activité 
atteindra  par décroissance  radioactive,  celui de la radioactivité  naturelle 
dans quelques centaines  d'années.  Pour l'évacuation de ces déchets, les 
Etats membres  font recours  soit à l'évacuation  terrestre  (en sub-surface  ou 
en profondeur)  soit à l'immersion  dans l'océan,  soit à ces  deux possibili­
tés. 
Le processus d'optimisation  que réclame  l'application  des principes 
de protection  radiologique  aide à déterminer  l'importance  relative  qu'il 
convient  d'accorder  à l'une ou l'autre  option  dans chaque cas particulier. 
L'évacuation  terrestre  est pratiquée, ou a été pratiquée,  indus­
triellement  dans plusieurs  Etats membres  depuis  de nombreuses  années 
(enfouissement  à faible  profondeur  en France et au Royaume-Uni,  évacuation 
en profondeur  en République Fédérale  d'Allemagne)  et est régie par les 
réglementations  nationales. 
D'autres  Etats membres de la Communauté  (Belgique, Pays-Bas,  Royaume-
Uni) pratiquent l'immersion  dans l'océan  depuis de nombreuses  années,  dans 
le cadre du mécanisme multilatéral de  consultations  et de  surveillance  pour 
l'immersion  en mer des déchets  radioactifs  instauré en 1977 au  sein de 
l'AEN(**)  en vue de  promouvoir  les  objectifs  de la  convention  de 
Londres(***) parmi les  pays membres de l'OCDE  (dont ils  font partie). 
Cette convention  confie à l'organisme  international  compétent en la 
matière,  actuellement l'AIEA,  la tâche: 
- de définir  "les déchets  fortement  radioactifs  et autre matières  fortement 
radioactives  ... impropres  à l'immersion  en raison de leurs effets sur la 
santé humaine,  la biologie,  ou d'autres  domaines"; 
- d'établir des  recommandations,  dont les parties  contractantes, c'est-
à-dire les  Etats, doivent  tenir compte  pour la délivrance des  permis 
d'immersion  des autres déchets et matières  radioactives. 
Les autorités  nationales  compétentes  doivent  également, sur ces 
bases, procéder à un  examen détaillé des conséquences des  immersions. 
(*) Comme définis au  Chapitre  I pour les besoins  du présent  rapport. 
(**) Compte tenu de l'accord  AIEA-AEN  de 1960 prévoyant une coopération 
sur les questions  d'intérêt  commun. 
(***) Convention  du 29.2.72  sur la prévention de la  pollution  marine due à 
l'immersion  des déchets et  autres matières. 
36 

L'AIEA a établi des  limites  d'activité (exprimées en  curies de certains 
isotopes/tonne  de déchets) qui périodiquement  font l'objet  de révision. 
Dans le cadre de l'application  de l'article  37 du Traité  instituant 
la Communauté Européenne de  l'Energie  Atomique  (Euratom),  les Etats membres 
de la Communauté  devront  communiquer  à la Commission  les données générales 
de tout nouveau  site d'immersion  dans l'océan  choisi par eux. Après  examen 
par un groupe  d'experts  communautaires  des données  concernant  le site et 
les immersions  de déchets qui y  sont prévus, la  Commission  sera tenue 
d'émettre un  avis. 
Le Parlement  Européen,  pour sa part, a adopté le 16  septembre  1982 
une résolution  invitant,  entre autres,  la Commission  à "élaborer une 
directive  visant à empêcher  dans l'avenir  que la mer  soit polluée par des 
déchets  radioactifs  originaires  de la Communauté". 
Enfin certains  Etats membres,  pratiquent  uniquement  le stockage, 
c'est-à-dire un  entreposage d'attente permettant  de récupérer ultérieur­
ement les déchets en vue de  leur évacuation. 
Il y a lieu de noter qu'en général les  attitudes  des Etats membres 
vis-à-vis de ces différentes  approches  ne sont pas définitivement fixées. 
Les moyens de  stockage  et d'évacuation  actuellement  utilisés  dans la 
Communauté  sont brièvement décrits ci-après,  pays par pays. Ces moyens 
incluent  un stockage  tampon nécessaire au bon échelonnement des différentes 
phases de la  gestion des déchets. Le  stockage  tampon est pratiqué par  tous 
les Etats membres. 
Pour des raisons  qui ont  trait à la densité élevée de la  population 
et à des  restrictions  de caractère géographique et géologique, la  Belgique 
a choisi  dès le début des années  soixante  l'option  de l'immersion  dans 
l'océan  pour évacuer les déchets conditionnés de  faible activité. Les 
opérations d'évacuation, organisées au  niveau  national  et coordonnées par 
des consultations  multilatérales au  niveau de l'AEN/ OCDE, sont effectuées, 
en co-participation  avec les  Pays-Bas  et la  Suisse. 
Les déchets conditionnés en  attente  de la  campagne  d'immersion sont 
stockés sur le  site de stockage  du CEN/SCK de Mol qui  pour le moment est en 
plein air. Ce site est en  train d'être  agrandi  et aura une capacité de 
stockage  additionnelle  de 10.000  tonnes dans des surfaces  abritées. 
Les déchets évacués par la  Belgique  comprennent: 
- tous les déchets  solides  de faible activité traités et conditionnés à 
Mol; 
- les boues bituminisées  provenant  de l'installation  centrale  de Mol  pour 
le traitement  des effluents  liquides  de faible activité; 
- les concentrats  d'évaporation conditionnés sur les  sites des centrales 
électronucléaires. 
37 

Les déchets conditionnés  provenant  de l'usine  de retraitement  de 
Eurochemic  (déchets  alpha répertoriés  dans le tableau  1.4) ainsi que 
d'autres  déchets  solides  sont stockés  dans l'installation  Eurostorage. 
Cette installation  comporte  des bunkers  en surface  et est aménagée  pour 
assurer le stockage  pendant  50 ans. 
Aucune option d'évacuation des déchets  n'est pratiquée  pour le moment 
au Danemark.  Des  installation  de stockage temporaire sont  toutefois 
disponibles  au centre de recherche  de Ris^ depuis  une quinzaine  d'années 
pour les déchets conditionnés de  faible et moyenne activité. Les déchets 
de cette dernière catégorie  sont stockés  dans une installation  souterraine. 
En République Fédérale  d'Allemagne  des déchets de  faible et moyenne 
activité ont été évacués  depuis 1967 dans une mine de sel désaffectée, à 
Asse, creusée  dans une formation  géologique  saline  dont la stabilité et le 
pouvoir de confinement  dépassent très  largement  les durées  requises. 
Environ 25.000 m de déchets de  faible activité, enrobés  dans le bitume ou 
dans le béton, n'excédant pas 5  curies par conteneur  et ne dépassant pas 
200 millirem  au contact  du conteneur  ont été placés  dans de grandes  salles 
à une profondeur  variable  entre 490 et 715 m.  Environ  250 m de déchets 
contenant quelques centaines  de curies par fût de 200  litres (déchets de 
moyenne activité nécessitant une  manipulation  à distance)  ont été  descendus 
par câble et déposés  dans une salle fermée à une  profondeur  de 511 m. 
Aucun déchet de  haute activité n'a été évacué  dans cette mine. La permis­
sion d'exploitation  ayant expirée en 1978,  toute opération d'évacuation a 
été suspendue  depuis  lors dans la République Fédérale.  Aucune  autre option 
d'évacuation  n'est en effet autorisée  dans ce pays. 
Actuellement  on envisage  d'autoriser  à nouveau  l'exploitation  de la 
mine de Asse ainsi que d'entamer  les procédures  pour autoriser  l'exploi­
tation de la  mine de fer désaffectée  "Konrad".  Les travaux  de R et D 
effectués  depuis 1977 ont en  effet montré  qu'elle  possède un  pouvoir  de 
confinement  suffisant  pour y évacuer des déchets de  faible activité. 
En complément, des  installations  de stockage pour  les déchets  condi­
tionnés en  attente  d'évacuation  sont disponibles  dans la plus grande  partie 
de centres  de recherche  nucléaire  ainsi que dans les installations  du cycle 
du combustible  et centrales  électronucléaires. 
En France  les déchets de  faible et moyenne activité  sont évacués en 
sub-surface  depuis  1969 dans un centre  situé dans le département de la 
Manche. 
Les déchets conditionnés  sont évacués  dans deux types d'ouvrage 
différents: 
- monolithes,  situés  sous le niveau du sol  d'origine  destinés à  recevoir 
les déchets  dont le conditionnement  initial  doit être complété par une 
immobilisation  dans un massif de béton; 
- tumuli,  situés  au-dessus  du sol  d'origine  où sont rangés les  colis de 
déchets  dont le conditionnement  initial  ne nécessite pas un  enrobage 
complémentaire. 
38 

L'ensemble  est recouvert  d'une épaisse  couverture  de terre argileuse 
destinée à  assurer  la protection  des colis et ouvrages  vis-à-vis des  eaux 
de pluie. 
^ Le  centre a une  superficie  de 12 ha  correspondant  à environ  400.000 
m de déchets conditionnés.  Environ  200.000  m ont été déjà évacués. 
Les déchets à  longue vie (déchets  alpha et de  haute activité)  sont 
entreposés  dans des installations  spécifiques situées  dans les différents 
centres ou installations  nucléaires, en  attendant  la création de  centres 
d'évacuation en  profondeur  dans des milieux  géologiques appropriés. A  titre 
d'exemple  le centre de Marcoule, entrepose depuis  1978 la  production  de 
l'Atelier  de Vitrification  de Marcoule  qui représente 750  conteneurs  en 
acier inoxydable contenant chacun  150 litres de déchets vitrifiés. 
Des sites d'évacuation n'étant pas  disponibles  en Italie , les déchets 
conditionnés de  faible et moyenne activité  sont stockés  temporairement  dans 
des installations  conçues à cet  effet. Comme  dans les autres pays,  ces 
installations  sont rattachées aux  centres  de production  des déchets mêmes 
(essentiellement  centres  de recherche  nucléaire et  centrales  électronuclé­
aires). Une première  campagne  d'immersion  dans l'océan  des déchets de 
faible et moyenne activité est prévue en 1984. 
Depuis plusieurs  années les déchets conditionnés de  faible et moyenne 
activité des  Pays-Bas  ont été évacués par  immersion  dans l'océan  (cf. le 
cas de la  Belgique).  La politique  actuelle  consiste  à stocker temporair­
ement les déchets conditionnés,  comme alternative  à l'immersion. 
Au Royaume-Uni  les déchets de  faible activité  sont évacués par les 
différents moyens présentés ci-après;  ils comprennent,  lorsqu'approprié, 
l'évacuation  avec des déchets ménagers  ordinaires,  l'enfouissement  sur les 
sites de production  des déchets et l'évacuation sur un  site terrestre  pour 
déchets  non-radioactifs. 
Les principaux  moyens d'évacuation  sont: 
- enfouissement  à Drigg où les déchets  provenant essentiellement  de BNFL 
mais aussi de l'UKAEA  et des  producteurs  d'électricité,  sont évacués par 
enfouissement  à faible  profondeur.  Ce site, d'une  superficie  de 300 
acres appartient  à BNFL qui en  est, au même  temps,  l'exploitant.  Les 
déchets  sont enfouis  dans des tranchées  ayant 700 m. de  longueur,  15 m. 
de largeur  et 4,5 m. de  profonduer  et sont Recouverts  par au  moins 1 m. 
de sol.  Il est estimé  qu'environ  150.000  m des déchets on été  enfouis 
dans ce site depuis sa mise en exploitation  en 1971. 
- d'autre part  l'UKAEA  exploite  depuis  1972 un  site d'enfouissement  à 
Dounray.  Dans ce site, les fûts de 200 1 en  acier contenant  les déchets 
conditionnés  sont empilés  dans des fosses qui ont une  profondeur  de 7 m. 
Actuellement  6 fosses^  sont disponibles.  Les quatre premières ont  chacune 
un volume  de 3.500 m"  tandi^ que les  fosses 5 et 6 ont  respectivement  un 
volume de 6.000 et  14.000 m . L'espace vide entre  les fûts à l'intérieur 
des fosses  est colmaté par des matériaux à  base de polythène. Les  fosses 
sont ensuite recouvertes avec  de la  terre. 
39 

- L'immersion  dans l'océan  a été  entreprise  depuis  1949. Jusau'à présent 
l'UKAEA a organisé  les compagnes  d'immersion;  ses responsabilités  seront 
reprises  incessament  par NIREX. Ce moyen d'évacuation est utilisé  pour 
les déchets  provenant  des applications  nucléaires et non-nucléaires. En 
1981, quelques  2.500 tonnes de déchets (y  compris  les emballages) con­
tenant approximativement  2.000 Ci  alpha et 100.000  Ci bêta-gamma, on été 
évacués. 
Les moyens d'évacuation  ci-dessus permettent  l'évacuation de la  plus 
grande partie des déchets  provenant  des applications  non nucléaires et des 
déchets de  faible activité  issus des installations  nucléaires. 
Les déchets qui ne  peuvent  pas être évacués par ces moyens  sont 
stockés sur les  sites de production  généralement  dans la forme dans la­
quelle ils  sont engendrés. 
40 

CHAPITRE  III 
Perspectives  en matière de  gestion  des déchets  radioactifs 
dans les Etats membres de la Communauté 
III.1. Les efforts  de R et D  dans la Communauté 
Toute activité  humaine  entraînant la  mise en oeuvre de techniques  et 
procédés  quelconques,  de caractère  industriel  ou non, débute et se  perfec­
tionne grâce à des  efforts  de recherche  et de développement. Ces  efforts 
continus  permettent  tout d'abord  d'en démontrer la faisabilité et, par la 
suite, de rendre l'activité elle-même  plus fiable,  plus sûre et même  plus 
économique grâce à l'amélioration et à  l'optimisation  des techniques  et 
procédés de  base. La gestion  des déchets  radioactifs  n'échappe pas à  cette 
constatation  générale. 
Dans certains  pays de la Communauté la  recherche  en matière de 
gestion des déchets  radioactifs  a commencé dès le début des années 1950. Il 
s'agissait  de mettre au point les  procédés de  traitement  et conditionnement 
des déchets déjà  existant  à cette époque c'est-à-dire  essentiellement  des  
déchets de  faible et moyenne activité  provenant  de la  recherche  nucléaire. 
Tout en continuant  ces efforts  de recherche  élargis  entretemps  aux déchets 
provenant  des premières  centrales  électronucléaires  mises en service,  des 
études en vue de l'évacuation de ces catégories de déchets  furent entre­
prises. 
C'est ainsi que furent mis au  point dès les années 1960, les  techni­
ques et procédés de  traitement  et conditionnement  d'une  part et les  deux 
options d'évacuation  relative  aux déchets de  basse et moyenne activité, 
d'autre  part. Cet ensemble  a aujourd'hui  un caractère  industriel  et a été 
présenté au  chapitre  précédent. 
Parallèlement à l'entrée en  service  des premières  usines  pilotes  de 
retraitement  du combustible  épuisé  (vers les débuts des années 1960) 
commencent,  en France et au Royaume-Uni  surtout,  les recherches  dans le 
domaine du traitement  et conditionnement  de déchets de  haute activité. Les 
efforts de recherche,  suspendus  durant  quelques  années au  Royaume-Uni,  ont 
abouti en France à la mise en service  en 1969  d'une première  installation 
de solidification  des déchets  dans les verres  (installation  Piver) (*). 
Ultérieurement on  assiste  dans plusieurs Etats  membres au début des 
études et  recherche  dans le domaine  de 1'évacuation de ces déchets  dans des  
formations  géologiques adéquates à des  profondeurs  pouvant  aller jusqu'à 
plusieurs  centaines  de mètres. Les déchets contaminés  alpha font  également 
l'objet du lancement  d'un important  effort  de R et D. 
(*) Cette installation  a fonctionné  jusqu'en  1973.  Elle a été  suivie  dès 
1978 par l'atelier  de vitrification  actuel  de Marcoule  (AVM) déjà  cité 
dans le chapitre II. 
41 

Dès le début des années  70, le  lancement  de ces nombreux programmes 
ou projets  nationaux,  le nombre  élevé  d'options  possibles,  la nécessité 
d'aboutir  à moyen  terme à une sélection  et à une  optimisation  des méthodes 
et procédés,  appelait  la coopération communautaire. 
En 1973 le  Conseil  des Ministres  des Communautés européennes établit 
le principe  de la  compétence  de la CCE en  matière  de protection  de l'en­
vironnement  et, en  particulier,  en matière  de déchets nucléaires  et non 
nucléaires. 
La même année  commence  au CCR un  premier  programme  pluriannuel  de R 
et D sur les  déchets  radioactifs  d'ampleur modeste. 
Ce programme est  complété  en 1975 par un programme  quinquennal  plus 
vaste, à conduire  dans le cadre d'une  action  à frais partagés avec  les 
laboratoires  des Etats membres  (6). 
Ce programme  dont les résultats  essentiels  ont été  présentés  en 1980 
à la première conférence  de la  Communauté européenne  (7) sur les  déchets 
radioactifs  portait  sur des  travaux  visant  à résoudre  certains  problèmes 
technologiques  posés par le  traitement,  le stockage  et l'évacuation  des 
déchets de toute catégorie  ainsi que des  travaux  visant  à contribuer  à la 
définition  d'un cadre  juridique  administratif  et financier  dans lequel 
devront  s'exercer  les actions  de gestion  des déchets. 
En 1980 le  Conseil,  considérant  que ce  premier  programme "a  conduit  à 
des résultats  positifs  et ouvert des perspectives  prometteuses",  d'une part 
et "que la  nature  particulière  des déchets nécessite  une surveillance  de 
leurs effets  potentiels  et la  poursuite  des actions  et des  recherches 
entreprises  pour assurer  la protection  de l'environnement"  d'autre  part, 
approuvait  un deuxième  programme  quinquennal  (1980-1984)  qui représente  la 
suite logique  du premier  programme (8). Ce programme,  dont la nature et la 
portée des travaux  ainsi que les  premiers résultats  (partiels)  déjà obtenus 
sont décrits dans  les deux premiers  rapports  annuels  (9) est  étroitement 
coordonné avec  les activité menées  par le CCR  dans le même secteur.  Une 
certaine  partie  des recherches  actuellement  exécutées dans  le cadre des 
programmes  nationaux  des Etats membres, est  soutenue  par ce programme qui 
en plus permet  de coordonner  au niveau  communautaire  certaines  actions 
spécifiques  comme,  par exemple,  l'action  visant  à évaluer  les performances 
des différents systèmes géologiques pour  le confinement  des déchets  de 
haute activité  ou la  caractérisation  et la  définition  des critères d'ac­
ceptation  des différentes formes  de déchets conditionnés  en vue de  leur 
évacuation. 
L'effort  de R et D se  poursuit  aujourd'hui  tant aux niveaux nationaux 
que communautaire, avec l'encouragement  des résultats obtenus. 
Les perspectives  ainsi que les  installations  et moyens qui en  résul­
teront d'ici  quelques années  sont examinés pays  par pays dans  les deux 
paragraphes  suivants. 
42 

III.2. Perspectives  et plans pour  les techniques  et installations  de 
traitement  et conditionnement 
L'orientation  des recherches actuellement  en cours vise: 
- à améliorer et  optimiser  les techniques  existantes  qui concernent  es­
sentiellement  les déchets de  basse et moyenne activités. Les améliora­
tions et optimisations  sont devenues  nécessaires  pour faire face aux 
quantités  toujours  croissantes  des déchets résultant de  l'expansion  des 
programmes  électronucléaires. Les améliorations  porteront  en particulier 
sur les facteurs  de réduction de  volume,  sur les  facteurs  de décontamina­
tion nécessaires  pour répondre à la sévérité  croissante  des limites  des 
rejets radioactifs  autorisés et sur  l'augmentation  de la résistance à 
long terme des produits  radioactifs  conditionnés en vue  d'assurer  une 
sûreté accrue de leur évacuation. 
- à mettre au point certains  procédés en  cours de développement ou  d'essai 
à l'échelle  d'installations  pilotes  afin qu'ils  soient  industriellement 
et commercialement  disponibles  dans la Communauté  lorsque  cela sera 
nécessaire  dans quelques  années;  sont concernés  essentiellement: 
1) les procédés de  traitement  des déchets  liquides  de moyenne activité et 
des déchets  solides  contaminés en émetteurs  alpha 
2) le conditionnement  des coques des éléments de  combustible  (déchets 
alpha) 
3) le conditionnement  des déchets de  haute activité;  dans ce domaine, 
cependant  le procédé AVM français est déjà en  cours de commercialisa­
tion. 
Enfin l'évaluation systématique des caractéristiques des  formes des 
déchets conditionnés amènera à définir des critères  d'acceptation  en vue de 
leur évacuation. Ce problème  fait déjà l'objet  d'échanges de vue  entre les 
rétraiteurs et  leurs clients,  de reflexions  de diverses  autorités de sûreté 
nationales,  et d'un  effort concerté de  recherches  au niveau communautaire. 
L'essentiel  des programmes  des différents  Etats membres  ainsi que 
quelques perspectives sont  présentés ci-après. 
En Belgique,  l'incinérateur  FLK-60  (*) à haute température,  construit 
dans une enceinte alpha  auprès du CEN/SCK à Mol, est  actuellement  en 
exploitation  pour traiter  des déchets de  faible activité bêta-gamma  aussi 
bien solides  que liquides  (résidus  organiques).  L'installation  traitera  à 
partir de 1983  aussi des déchets de  faible activité  alpha. 
Dans le domaine  du conditionnement  de coques des éléments de  combust­
ible le CEN/SCK, qui a concentré ses  efforts  de R et D sur une  technique 
basée sur la  compaction  mécanique des  coques  suivie de l'enrobage  dans une 
alliage de plomb, est en  train de réaliser le  projet d'une presse capable 
de fonctionner  dans les cellules  chaudes. 
Enfin, vers la fin des années 1980  pourrait  entrer  en service 
l'atelier  de vitrification  belge (AVB) pour le conditionnement  de déchets 
(*) Cet incinérateur es développé  dans le cadre du programme  communautaire 
sur la gestion et le  stockage  des déchets  radioactifs. 
43 

de haute activité.  Cette installation  est basée sur le procédé AVM.  Cepend­
ant, la construction  de l'atelier  est liée aux activités  futures  de retrai­
tement de combustible  épuisé en  Belgique,  qui doivent  encore être décidées. 
Compte tenu du fait que, au  Danemark,  les premières  centrales  élec­
tronucléaires  seront installées au  plus tôt vers la fin des années 1990, on 
ne prévoit pas  pour le moment le développement de  nouvelles  installations 
de traitement  et conditionnement  des déchets. 
Néanmoins les  recherches  de base seront poursuivies  spécialement  dans 
le domaine  du traitement  et de la caractérisation des  formes des déchets. 
En République Fédérale  d'Allemagne  les déchets de  haute activité 
issus de l'installation  pilote de retraitement  WAK, actuellement  stockés à 
l'état liquide,  seront  vitrifiés  dans une installation  pilote.  Cependant 
aucune décision n'a été  encore  prise. 
Une installation  pour la production  combinée de  blocs et perles de 
verre est en  construction  sur le  site d'EUROCHEMIC et  devrait  démontrer la 
faisabilité du procédé PAMELA (*).  Cette installation  devrait entrer  en 
service en 1985. Sa  gestion  est assurée par DWK  conjointement  avec le BMFT 
(**) et EUROCHEMIC. 
Dans les années à  venir,  les exploitants  des centrales  électro­
nucléaires,  qui traitent  ou stockent  les déchets,  mettront  au point des 
techniques  de conditionnement  améliorées  dont le but  final est la réduction 
de volume. 
Un nouveau  schéma de  gestion  de déchets  liquides  de moyenne activité 
est en train d'être développé.  Il vise à la séparation des déchets en une 
petite fraction  active  contenant  des émetteurs  alpha-gamma  et en une  grande 
fraction  de faible activité à  immobiliser directement  dans le ciment ou 
bitume. Ce schéma  devrait permettre  d'épargner la  plus grande  partie du 
blindage "perdu"  nécessaire  pour le transport  et la  manutention  en vue de 
l'évacuation. 
Le centre  de recherche  nucléaire de  Karlsruhe  développe: 
- 1'immobilisations  des déchets  dans les ciments,  les matériaux céramiques 
et les verres; 
- un procédé de  digestion acide,  pour les déchets  alpha combustibles,  avec 
successive  récupération du  plutonium (***). 
- des méthodes de  conditionnement  pour les boues de la  dissolution  des 
éléments de  combustibles,  les coques et les matériaux de  structure  de 
ceux-ci. 
(*) Ce procédé a été développé par une équipe de  chercheurs  provenant  de 
différents  organismes  allemands  et complété par des  techniques  mises 
au point  par EUROCHEMIC. 
BMFT = Bundesministerium  fur Forschung  und Technologie  (Ministère 
fédéral  pour la recherche  et la  technologie). 
L'installation  pilote ALONA, basée sur ce procédé,  sera mise bientôt 
en exploitation  "à chaud" sur le  site de EUROCHEMIC à Mol. (**) 
(***) 
44 

Quelques-uns  de ces  projets  sont développés en  collaboration  avec la 
société  Battelle  de Francfort. 
La société  NUKEM développe une  nouvelle  méthode d'incinération  pour 
déchets  alpha, basée sur  1'hydropyrolyse  et une méthode  pour l'incinération 
des résines échangeuses  d'ions  et des  esters  organiques  de l'acide 
phosphorique. 
NUKEM développe également un système  matrice d'immobilisation-con­
teneur de déchets, composé par du  graphite  naturel.  Ce système  permet 
d'immobiliser  tout type  de déchets séchés ou calcinés ne  contenant  pas de 
matériaux  fortement oxidants. 
Le centre  de recherche  nucléaire de  Jülich  continue  d'exploiter  sa 
nouvelle  installation  FIPS II pour la vitrification  des déchets de  haute 
activité. 
Les centres  de recherche  de Karlsruhe  et Jülich  portent  une attention 
particulière, au piègeage et à  l'immobilisation  des déchets  gazeux dans les 
matrices  solides  (adsorbants  à base d'argent pour l'iode-129,  zeolithes  ou 
alliages  métalliques  pour le Krypton). 
Un concept  special  de conditionnement  et d'évacuation  sans conteneurs 
est en voie de développement  pour les déchets de  faible et moyenne  acti­
vité. Le système  consiste  à prégranuler les  solutions,  les boues ou les 
déchets  solides  avec du ciment et à mélanger les  granules avec  un liant à 
base de ciment.  Ce mélange  peut être injecté  dans une caverne  où, en se 
solidifiant,  il constitue  un monolithe.  Aucune  intervention  humaine  n'est 
requise à l'intérieur de la  caverne. 
Ce concept  est patronné par le  BMFT et est développé par  deux centres 
de recherche  et deux sociétés  industrielles. 
Un nombre  important  d'études et de  recherches sont  développées en 
France dans les domaines  du traitement  et conditionnement  des déchets  ainsi 
que de leur caractérisation. Les  orientations  suivies  sont: 
a) déchets de  faible et moyenne activité, déchets  alpha: 
Sur le plan des déchets  liquides  aqueux,  les traitements  mis au  point 
sont depuis longtemps  déjà opérationnels et  donnent  lieu selon la nature du 
déchet,  soit à des  boues,  soit à des  concentrats,  soit à diverses  résines 
échangeuses  d'ions. 
L'effort  actuel est cependant  poursuivi  intensément en vue de  facili­
ter le conditionnement  final  (exemple: abaissement  de la  teneur du sodium 
dans les concentrats,  des nitrates  dans les boues). 
Pour les déchets  liquides  organiques, sont  développées simultanément 
l'incinération  (pour tout type  de déchets  organiques,  installations  en 
fonctionnement)  ou la distillation-minéralisation  pour les solvants  organi­
ques (TBP). 
Pour les  déchets  riches en alpha, la récupération des émetteurs  alpha 
est une voie en développement,  traduite  par: 
- une installation  en démarrage en 83 à  Cadarache  (cryobroyage,  récupéra-
45 

tion du plutonium, digestion  acide des déchets  cellulosiques)  liée aux 
déchets de  fabrication  des combustibles  à oxide mixte. 
- une installation  prévue à  Fontenay-Aux-Roses  LEDA (lixiviation  à 70-90 % 
des déchets  riches en alpha) liée aux déchets des  centres  nucléaires. 
Pour les déchets  combustibles,  l'incinération est à  l'étude  sur les 
plans de la  technologie,  de l'économie et de la sûreté. 
Quelques  réalisations  existent  déjà en  France,  de capacité et  d'enver­
gure limitées.  Quelques  études  d'avant-projet sont disponibles,  notamment 
celui d'un incinérateur de 100 kg/h destiné aux déchets de  faible activité. 
L'extension  de cette technique  à une échelle  industrielle  relève de  déci­
sions ultérieures. 
Un effort  important  est et  sera maintenu  sur le  traitement  des gaz 
avec priorité à  l'iode et le krypton. 
Les conditionnements  les plus courants  pour l'ensemble  des déchets 
traités  sont les liants hydrauliques, bitumes,  ou résines  thermodurcis-
sables,  selon des formulations  et procédés déjà  disponibles  industriel­
lement mais profitant  d'efforts notables  de la  recherche  et du dévelop­
pement maintenus  activement  en ces  domaines.  Ces conditionnements  ont 
notamment  été retenus  pour les nouvelles  unités de  retraitement  à La Hague 
(1987). 
Outre ceci, il convient  de citer des efforts  importants  en vue de 
développer  pour les déchets  alpha des conditionnements  de rechange  à très 
grande stabilité, la  matrice  générale étant le  plus souvent  une "cérami­
que", terme générique  regroupant  les céramiques,  verres, porcelaine,  grés, 
etc.. Deux orientations  principales  sont prises: 
- les procédés  d'alternative  au bitumage,  lié aux déchets de  traitement  des 
eaux des usines de retraitement; 
- la fusion autocreuset  des coques et embouts. 
La caractérisation des déchets conditionnés est une  action en plein 
essor, considérée  comme fondamentale. 
Elle comporte: 
- des essais systématiques: 
. des caractéristiques liées à la  fabrication  (contrôle de qualité) 
. des caractéristiques liées à  l'entreposage  et à l'évacuation (rési­
stance aux chocs, feu,  intempéries ...) 
. de la stabilité  chimique  à court terme,  notamment  par lixiviation  à 
l'échelle un. 
On prévoit en  plus: 
. la création d'un ëchantillothèque  (conservation  d'échantillons repré­
sentatifs) 
46 

. la création d'un  laboratoire  d'essais  destructifs  de colis anciens. 
- des études de  bases: 
. sur la phénoménologie des  modifications possibles  à long terme (méca­
nisme de lixiviation  et nature physico-chimique  de lixiviation, dif­
fusions  internes,  stabilité  thermique,  efforts  des radiolyses  alpha, 
bêta-gamma), 
. sur la  composition  dans le temps des effets précédents appelés  viellis-
sement (étude limitée  actuellement  aux liants hydrauliques). 
Une analyse  complète ne  saurait  omettre  les importants  efforts  de 
développement  suivants: 
- les études de  conditionnement  de déchets spéciaux:  notamment  déchets 
tritiés et déchets de démantèlement (procédés de décontamination,  fusion 
des déchets métalliques,  etc..) 
- les développements à  tous les échelons, des procédés de  mesures  sur 
échantillons ou en  vrac (spectromètre  alpha,  bêta-gamma,  mesures  des 
alpha par méthodes  neutroniques  actives  et passives), 
- la saisie la plus complète  possible  des bilans de tous les types de 
déchets. 
b) Déchets de  Haute Activité. 
Procédé de  base des conditionnements  des déchets de  haute activité, 
la vitrification  a atteint  un stade  industriel.les  développements prévus 
sont les suivants: 
Atelier AVH (ou R7) associé aux  extensions  de La Hague, démarrage 
prévu en 1987. Inspiré de AVM,  l'atelier  s'appuiera  sur un  prototype 
inactif en cours de construction.  Au niveau des solutions  primaires  de 
haute activité, un maximum de déchets  liquides  sera recyclé et destiné à la 
vitrification,  ce qui  diminuera d'autant  les autres activités des déchets 
alpha. 
PIVER II: unité pilote  active de vitrification  continue. 
La caractérisation des  verres  fait l'objet  d'un effort  intensif: 
. Etudes analytiques:  lixiviation,  mécanismes des échanges  dans la couche 
superficielle,  stabilité  sous rayonnement  (verres  dopés en  alpha, im­
plantation  ionique,  etc...),  stabilité  physique  (cristallisation,  effects 
de chocs thermiques  et mécaniques),  effet de pression  et température. 
Ces études entamées  depuis plus  de 10 ans se  poursuivent  à un niveau 
élevé. 
. Etude globale: simulation  sur blocs actifs et inactifs  des conditions 
prévisionnelles de  stockage, avec  ou sans barrières géochimiques,  pro­
gramme démarrant en 83. 
On vise à long terme à un modèle de  lixiviation. 
47 

Un nombre  relativement important  d'études et de  recherches sont 
également menées en  Italie dans le domaine  du traitement, conditionnement 
et caractérisation des déchets.  Elles sont effectuées  essentiellement  par 
l'ENEA et, en moindre  mesure par AGIP Nucleare. 
ENEA est  principalement  engagé  dans un programme  de R et D  visant à 
acquérir la  technologie  de la  vitrification  des déchets de  haute activité. 
Les efforts  nationaux  dans ce domaine  sont ouverts  à toute éventuelle 
coopération  communautaire. 
Un procédé de  vitrification  en"pot"  est actuellement  à l'état  d'es­
sais tant à "froid"  qu'à "chaud"  (en cellule  chaude  et à l'échelle  mini 
pilote pour ce dernier cas).  Parallèlement, un  ensemble  expérimental  pour 
l'étude de la télémanipulation du pot est en  cours de réalisation  (instal­
lation PROTEO)  et on  poursuit  les études de caractérisation des  verres 
produits. 
Il est prévu de  construire  au début des années 90, une unité  pilote 
de vitrification  rattachée à  l'usine  pilote de retraitement  EUREX. 
Pour ce qui a  trait aux déchets  liquides  de faible et moyenne  acti­
vité, on développe  deux installations pilotes  de conditionnement.  Elles 
seront utilisées  pour démontrer la faisabilité des procédés  d'enrobage  dans 
les polyestères et  dans les matrices  ciment  + résines, mis au  point par 
ENEA. 
Il est prévu de  construire  au début des années 90 une  installation  de 
conditionnement  basée sur un de ces  deux procédés.  Cette  installation 
serait rattachée à  1' usine  de retraitement  ITREC.  Une installation  de 
compactage  sera construite  pour traiter  les déchets  solides  actuellement 
stockés dans les différents  centres  de recherche  nucléaire. 
Enfin, les études et  travaux  de R et D  pour les traitement  des 
déchets  liquides  et solides  contaminés en  plutonium  (déchets  alpha) seront 
continuées.  Dans ce domaine  AGIP Nucleare  a développé un procédé  d'oxyda­
tion des sels fondus. 
Aux Pays-Bas  les recherches sont  orientées  surtout vers  l'évacuation 
des déchets de  haute activité (déchets vitrifiés  provenant  du retraitement 
à l'étranger du  combustible  épuisé qui  seront retournés aux  Pays-Bas  dès le 
début des années  1990). Néanmoins des  essais et des évaluations sur des 
matériaux céramiques  pour l'immobilisation  des déchets de  haute activité, 
sont en cours. 
Au Royaume-Uni , une usine de vitrification  pour les déchets de  haute 
activité  sera construite  à Sellafield. Elle  devrait entrer  en service  en 
1990. Bienqu'actuellement  on puisse affirmer  que la  vitrification  avec des 
verres à base de silicates  de bore constitue  un conditionnement  adéquat 
pour l'évacuation,  d'autres  procédés, basés sur des  matrices  céramiques et 
minérales,sont à  l'étude  en vue  d'une emploi éventuel  dans des usines 
successives. 
Une installation  pour le tri, le traitement  et conditionnement  des 
déchets  alpha est également prévue à  Sellafield.  Les procédés  probablement 
inclueront  l'incorporation  de ces déchets, lorsqu'approprié,  dans des 
matrices  à base de ciment pour l'immersion  dans l'océan. 
48 

Les déchets  des autres catégories  produits  au Royaume-Uni  constituent 
une grande  varieté  en raison de leur état physico-chimique  et de la nature 
et quantité  de la radioactivité associée.  Un grand éventail  de procédés  est 
disponible  pour traiter  et conditionner  ces déchets en vue de  l'évacuation. 
Parmi les procédés  de traitement  qui font actuellement  l'objet  de 
recherches,  on peut mentionner: 
- pour la réduction  de volume : déchiquetage, découpage  au laser, compact-
tion, incinération,  digestion  acide et pour les déchets  acqueux,  filtra­
tion, evaporation,  centrifugation  et séchage par hydrocyclone. 
- pour la décontamination : lavage,  nettoyage  aux ultrasons,  lixiviation, 
électropolissage  pour les déchets  solides  et précipitation,  ultra-filtra-
tion, filtration  magnétique, échange  d'ions et techniques  électrochimi­
ques pour les  déchets  liquides. 
- pour la stabilisation  et/ou compatibilité  avec la matrice  d'enrobage : 
incinération  ou digestion  acide pour les  matériaux  organiques  et conver­
sion dans des oxides ou hydroxides  inerets  pour les  matériaux réactifs. 
Le conditionnement  des déchets  en vue de  l'évacuation  peut être 
effectué  en les  incorporant,  avec ou sans traitement  préalable,  dans des 
matrices  telles  que le  ciment, bitume,  polymères  organiques, ciment 
imprégné  avec des polymères  ou, même, métaux.  Alternativement,  certains 
déchets comme par  exemple,  les oxydes métalliques  ou les sels, peuvent  se 
prêter à une  conversion  directe  en des  matériaux céramiques  au moyen de 
compactage  à chaud. De même, les matériaux  plastiques  pourraient  être 
directement  convertis  en un  bloc solide par fusion et moulage.  Ces divers 
procédés  sont à différente  stades  de développement  technique.  Ils pro­
duisent des déchets conditionnés  de différentes qualités  et convenances  à 
l'évacuation.  De plus les coûts  des procédés  et l'exposition  des travail­
leurs aux radiations  peuvent  varier  largement  d'une option à l'autre  comme 
par example  l'immobilisation  directe  dans le ciment ou le  bitume et des 
procédés  plus complexes  qui comportent  la réduction  de volume et la décon­
tamination  avant l'immobilisation. 
En pratique  le choix final d'un procédé  sera effectué  dans le cadre 
d'un schéma de gestion  des déchets optimisé  lorsque  les besoins  en stocka­
ge, transport  et évacuation  auront été évalués  par rapport aux coûts et à 
l'incidence  sur l'environnement.  Le Département  de l'Environnement  est en 
train d'effectuer  des études,  de concert  avec d'autres organismes  et les 
producteurs  de déchets,  pour définir  et évaluer ce schéma. 
49 

III.3. Perspectives  et plans pour le stockage  et l'évacuation des déchets 
Les perspectives  et les  plans pour le stockage  et l'évacuation des 
déchets traités  dans ce paragraphe  concernent essentiellement  les déchets 
alpha et ceux de haute activité étant donné que l'évacuation des déchets de 
faible et moyenne activité a déjà  atteint  le stade industriel  (cf. par. 
II.4). Néanmoins  quelques  informations concernant  la réalisation de  nouvel­
les installations  seront données  pays par pays. 
L'option  d'évacuation  pour les déchets  alpha et de  haute activité, 
la plus étudiée  actuellement  dans les Etats membres et au  niveau communau­
taire, consiste  à confiner  ces déchets  dans des formations  géologiques 
profondes  (*). 
Les résultats des  recherches  dans ce domaine,  obtenus  jusqu'à  pré­
sent, semblent  confirmer  le réalisme et  les mérites de  cette option  d'éva­
cuation.  D'autre  part, le recensement  des formations  géologiques présentant 
des caractéristiques  techniques favorables  à l'implantation  des dépôts  dans 
le sous-sol profond  de la Communauté (10)  montre qu'un  grand choix  est 
disponible  aux autorités  responsables  pour la prospection  et l'étude 
successive  d'éventuels  sites d'évacuation. 
Même si on  peut déjà affirmer  qu'avec  les connaissances  actuelles,  il 
est possible  de réaliser des  installations  d'évacuations  dans n'importe 
quelle formation  géologique  (argile,  granité,sel),  on doit toutefois 
préciser  les performances  de confinement  de ces différents  milieux. 
Les études et  recherches  menées  dans les différentes  formations 
géologiques par les  Etats membres,  tant au niveau national  que communau­
taire (**) , devraient permettre  dans les années à  venir d'apporter  la 
réponse à  cette question. 
(*) La transmutation  en éléments à vie  courte des éléments  transuraniens 
par irradiation  dans des réacteurs nucléaires  permettrait  de limiter 
le problème de l'évacuation des déchets à vie  longue.  Les études 
menées au CCR  Ispra en liaison  avec la communauté  scientifique inter 
nationale  de 1973 à 1980 ont montré que  cette stratégie présenterait 
plus d'inconvénients que  d'avantages,  au moins dans l'état  actuel des 
techniques. Cette  stratégie  n'est plus  considérée  actuellement  par les 
Etats membres et la  Commission. 
(**) Dans le cadre du programme  de R et D de la Communauté, les  formations 
argileuses  sont étudiées  essentiellement  par la  Belgique  et l'Italie, 
les formations  cristallines  par la  France et le  Royaume-Uni,  les dômes 
salins par la République Fédérale  d'Allemagne  et les  Pays-Bas.  Des 
études de  soutiens concernant toutes  les formations sont  effectuées 
par le Danemark.  Il y a lieu de noter que, à  l'exception  de la Répub­
lique Fédérale  d'Allemagne,  ces options n'impliquent  en aucun cas un 
engagement  définitif  quant au type de formation  qui est en  train 
d'être étudié.  D'autre  part ces Etats membres et le CCR  participent  à 
l'action  communautaire  visant  à préciser les  performances  de confine­
ment de ces  formations  géologiques  ainsi que des sédiments des  fonds 
marins.  L'effort  communautaire  pour cette dernière  option est, toute­
fois, moins important. 
50 

Récemment, l'évacuation  dans les sédiments de  fonds marins  a été 
prise en considération en  tant qu'alternative  à long terme à l'évacuation 
en formations  géologiques  continentales.  Les études et  recherches  dans ce 
domaine  sont nettement  moins avancées que  celles relatives  aux formations 
continentales.  En particulier,  la faisabilité  doit encore être démontrée. 
Compte tenu de cette situation  on peut déjà prévoir que  quelques 
Etats membres  disposeraient,  au debut des années 1990,  d'installations  dans 
des formations  géologiques  continentales  pour y évacuer, en  profondeur,  les 
déchets  alpha. 
Quelques  Etats membres ont planifié ou ont en  construction  des 
installations  souterraines  pour préciser le système déchets de  haute  acti­
vité/évacuation.  Ceci pourrait  être suivi,  vers la fin du siècle, par la 
construction d'installations  opérationnelles  pour l'évacuation des déchets 
de haute activité  dans les couches  profondes  des formations  géologiques 
continentales. 
L'essentiel  des programmes  des Etats membres  ainsi que quelques 
perspectives  sont donnés ci après: 
En Belgique,  l'immersion  dans l'océan  constitue toujours  la stratégie 
d'évacuation  pour les déchets de  faible activité,  moyennant  des efforts 
techniques  et d'organisation  pour réduire  les volumes. 
Par contre,  on étudie  depuis  quelques  années la possibilité de créer 
un ensemble  de galeries souterraines  destinées à l'évacuation des déchets 
de haute et moyenne activité  ainsi que alpha, dans une couche  d'argile 
située sous le domaine  du CEN/SCK à Mol  (projet  HADES). 
La couche  d'argile  intéressante  (argile  de Boom) est située à une 
profondeur  de moins 160 à moins 270 m. 
Les études et  investigations  de nature géologique et hydrogéologique 
ayant déjà été effectuées, le  premier  objectif  du programme  actuel est la 
réalisation d'un  laboratoire  expérimental  dans l'argile  au niveau  moins 
225 m. Les  travaux  relatifs  qui ont débuté en 1980  seront en principe 
achevés en 1983. Ce  laboratoire souterrain  (le premier  de ce  type en 
Europe)  permettra  l'acquisition  de données supplémentaires hydrogéologi­
ques, géoméchaniques et  technologiques,  de même que de vérifier in  situ les 
aspects liés entr'autres à l'échange  thermique  et à la  corrosion. 
La construction  d'une  installation  souterraine  définitive  sera 
soumise à la procédure  d'autorisation. Il  est attendu  que les éléments, qui 
constituent  le dossier seront disponibles vers  1987-1988. 
Selon une première étude  conceptuelle,  l'installation,  située  dans le 
plan médian de la  couche,  pourrait  comporter  deux puits d'accès  verticaux, 
deux puits de ventilation,  une galerie principale  de 4,5 m de diamètre et 
550 m de longueur  servant  au transport,  et un ensemble  de galeries  secon­
daires de 3,5 m de diamètre  pour l'évacuation. Une  longueur  d'environ  7 km 
de ces galeries  est prévue  pour les déchets de moyenne activité et  alpha. 
Si l'installation  pouvait devenir  assez  vite operationelle  pour les 
déchets de moyenne activité et  alpha, il  est prévu que  pour les déchets de 
haute activité, un  stockage  en surface  pour une période d'au  moins 50 ans 
sera nécessaire. 
51 

Apres une période de  plusieurs  décennies  pendant  laquelle  une option 
de récupérabilité  sera maintenue, tous  les espaces  vides seront comblés de 
façon rigide et les puits seront bouchés au moyen de  l'argile  extraite  lors 
de leur creusement.  Le mode de fermeture  employé résultera de l'expérience 
acquise  pendant  la phase réversible. 
Au Danemark,  l'introduction  ultérieure de l'énergie électronucléaire 
et les quantités  relativement  modestes  des déchets de  faible et moyenne 
activité  actuellement  stockés au  laboratoire  national  de Ris^, ne requièr­
ent pas dans ce siècle la disponibilité  d'installations  d'évacuation  dans 
les formations  géologiques.  Cependant,  des plans préliminaires  pour l'éva­
cuation des déchets  sont nécessaires. Différents possibilités  sont actuel­
lement étudiées. 
Dans le cadre des conditions  préalables à  l'introduction  de l'énergie 
êlectronucléaire  dans le pays, les producteurs  d'électricité ont mené un 
vaste programme  d'investigation  de sites pour démontrer la faisabilité de 
l'évacuation des déchets de  haute activité  dans les dômes de sel  danois. 
Cet effort est actuellement  évalué par  les Autorités compétentes. 
En République Fédérale  d'Allemange  la mine de Asse pourrait,  très 
probablement  être réautorisée, à  courte échéance,  pour l'évacuation des 
déchets de  faible et moyenne activité. La  mine de Konrad  pourrait  également 
être utilisée  pour l'évacuation des déchets de  faible activité à  partir de 
1988, probablement. 
Actuellement  le dôme de sel de  Gorleben  fait l'objet  d'un effort 
considérable de R et D en vue de son  utilisation  future comme  site d'évacu­
ation des déchets de  haute activité et de  toute autre catégorie. 
Les programmes  prévoient  l'utilisation  des méthodes  d'emplacement  des 
déchets qui ont été développées  depuis  1967 dans la mine de Asse et, des 
méthodes  d'emplacement  pour déchets de  haute activité qui  sont actuellement 
en développement  dans la même  mine. 
En France  on considère que,  dans le cadre d'un programme  général de 
gestion de l'ensemble  des déchets  radioactifs, 
- un deuxième  centre d'évacuation  pour les déchets de  faible et moyenne 
activité,  du même  type que celui en cours d'exploitation,  devrait  être 
créé et  qu'il devrait  être opérationnel  vers 1986, 
- certaines  catégories de déchets  devraient  être immergées  dans l'océan 
dans le cadre du mécanisme mis au  point par l'OCDE/AEN.  Cette pratique 
interviendrait  en complément de l'évacuation  terrestre. 
- un centre d'évacuation  pour les  déchets  alpha devrait  entrer en opération 
au début des années 90. 
- un centre d'évacuation expérimental  pour les déchets de  haute activité 
(déchets vitrifiés)  devrait  aussi entrer en service  vers la même époque, 
- la première  phase,  considérée  comme  essentielle  pour l'ensemble  du 
développement du  programme,  consiste  à faire  l'inventaire  des sites 
potentiellement  favorables  et à entreprendre  leurs études en vue de la 
52 

caractérisation et de la  qualification  du ou des  sites d'évacuation où 
seraient implantés  les centres. 
Dans l'immédiat et en  attendant  que ces  centres d'évacuation  soient 
créés on a prévu de  construire  les installations  de stockage  nécessaires 
pour faire face à la production  des déchets, en  particulier  déchets  alpha 
et déchets vitrifiés,  issus du retraitement  des combustibles  épuisés. 
En Italie des cavités  souterraines  dans des mines désaffectées  font 
actuellement  l'objet  d'identifications  en vue de l'évacuation de déchets de 
faible et moyenne activité. 
Les déchets  alpha et ceux de haute activité  seront évacués  dans des 
formations  géologiques adéquates, en  profondeur.  L'évacuation  sera précédée 
d'un stockage  de quelques  décennies  dans des structures  artificielles  "ad 
hoc" pour permettre  la décroissance  radioactive  et le refroidissement. 
Les efforts  visant à identifier  des sites pour la construction  des 
installations  d'évacuation,  sont concentrés sur les  formations  argileuses. 
Cependant  d'autres formations  géologiques  sont considérées. 
La construction  d'un laboratoire  expérimental  souterrain  sera entamée 
bientôt.  Une installation  d'évacuation de démonstration  pourrait  être 
disponible  à la fin du siècle. 
Aux Pays-Bas  on étudie  actuellement  des options  d'évacuation des 
déchets de  faible et moyenne activité  pouvant  constituer  une alternative  à 
l'immersion  dans l'océan. 
Au Royaume-Uni , une installation  de stockage pour  les déchets de 
haute activité vitrifiés  sera construite  à Sellafield. 
Etant donné que la faisabilité de l'évacuation  dans les couches 
souterraines  profondes  a été établie en  principe,  des recherches sont pour­
suivies dans le domaine  de l'évacuation  dans les sédiments des  fonds 
marins. De cette manière ou  pourra effectuer  en temps voulu, une évaluation 
comparative  des différentes  options. 
Des travaux sont actuellement  en cours pour mettre  en exploitation 
dès 1990, des  installations  terrestres  pour y évacuer  la plus  grande  partie 
des déchets de moyenne activité et  alpha. Ces installations  pourraient  être 
des tranchées structurées à une  profondeur  de 20-30 métrés et une  mine 
modifiée ou des cavités expressément  construites  à des  profondeurs plus 
grandes. 
Des investigations  sont en cours pour  identifier  des sites appro­
priés. Les types et les quantités de déchets  qui pourront  être évacués  dans 
une installation  donnée dépendront de la  conception  spécifique de  chaque 
installation  et des  colis de déchets. En conséquence  il n'est pas possible 
d'évaluer à ce  stade le nombre d'installations  nécessaires. 
Pour les déchets de  faible activité, ou prévoit de  continuer  à 
utiliser les moyens d'évacuation  actuels  décrits au  paragraphe  II.A. 
Cependant,  on prévoit également  d'identifier  de nouveaux  sites appropriés à 
l'enfouissement  des types de déchets  qui actuellement sont  évacués à  Drigg. 
53 

CHAPITRE  IV 
CONCLUSIONS 
1. Les déchets  radioactifs  sont produits actuellement  dans la Communauté 
par trois secteurs  d'activités: la  production  d'énergie électronuclë-
aire (y compris le cycle de combustible  associé à  cette production(*)), 
la recherche,  et les  applications  industrielles  et médicales des 
radioéléments. 
L'apport  relatif  à ces  trois secteurs  varie au cours du temps et d'un 
Etat membre à l'autre,  en particulier  en fonction  des engagements  et 
réalisations en matière de  programmes  électronucléaires. 
2. Des dispositions  institutionnelles  concernant  la réglementation de la 
gestion des déchets  radioactifs  existent  dans tous les Etats membres. 
Des dispositions  additionnelles  ont été  prises au cours des dernières 
années dans les pays concernés  afin d'assurer  la mise en oeuvre de 
l'évacuation des déchets  radioactifs.  L'ensemble  de ces  dispositions 
vise à assurer  la sûreté de l'homme et le  protection  de l'environ­
nement ; il est l'objet d'une attention  permanente  afin d'être complété 
autant que de  besoin. 
3. Les volumes de déchets,  essentiellement  de faible activité,  produits 
par les activités de  recherche,  médicales et  industrielles  représentent 
aujourd'hui  la production  totale des Etats membres non engagés  dans les 
programmes  électronucléaires, et une  fraction  significative  ou impor­
tante de la production  totale de ceux possédant de  tels programmes. 
4. Près de 95 % des déchets conditionnés  produits aujourd'hui  dans la 
Communauté  sont constitués de déchets de  faible et moyenne activité, 
qui, par décroissance  radioactive,  devraient rejoindre  le niveau de la 
radioactivité  naturelle  dans quelques  centaines  d'années. Ce  pourcenta­
ge diminuera  au cours des années à  venir en raison de l'accroissement 
de la production  des déchets  d'autres  catégories liés au développement 
des installation  du cycle du combustible  nucléaire  dans la Communauté 
mais, cependant,  il restera  très élevé (85 %  environ)  à la fin du 
siècle. 
Le taux de production annuel  dans la Communauté est  actuellement  de 
quelques  dizaines  de milliers  de m3 pour l'ensemble  des trois secteurs 
d'activité mentionnés  sous 1. Il approchera  les cent mille m3 à la  fin 
du siècle.  Afin de situer plus aisément  l'importance  de ces  chiffres, 
on notera  que la Communauté a  produit  en 1982  environ 40 millions  de 
tonnes de déchets  chimiques, toxiques  à des degrés  divers. 
(*) Dans ce rapport on n'a pas  tenu compte des déchets de  faible activité 
provenant de l'extraction  et du traitement  des minerais d'uranium  ainsi 
que de ceux provenant  du déclassement des  installations  nucléaires. La 
plus grande partie des déchets de déclassement ne  sera pas en  effet 
traitée avant la fin  du siècle. 
54 

5. Les produits  considérés  aujourd'hui  comme déchets de faible activité 
comprennent  des matériaux qui  sont seulement suspects  de contamination 
radioactive. 
Dans le futur on devrait  s'attendre  à une diminution  de ces  produits 
grâce à: 
- l'aboutissement  des études en cours au niveau international  visant à 
définir des seuils au dessous desquels  ces produits n'exigent  aucune 
précaution spéciale  (valeurs  "de minimis"); 
- le développement  de méthodes  pour la détermination  des faibles 
activités; 
- l'amélioration  des techniques  décrites  sous 6. 
6. Des procédés  de traitement  et de conditionnement pour  déchets de faible 
et moyenne activité  sont disponibles  et les installations  industrielles 
correspondantes  en usage avec succès  depuis le début  des années 1950. 
Des activités  de R et D se  poursuivent cependant  dans de nombreux  pays 
de la Communauté  afin d'améliorer les procédés  existants,  et de dé­
velopper,  lorsque  de besoin, de nouveaux  procédés,  produits  et colis 
plus performants et/ou  économiques,  utilisables  à une  vaste échelle 
industrielle. 
L'ensemble  de ces  travaux  vise, entre autre,  les facteurs de réduction 
de volume et l'augmentation  de la résistance  à long terme des produits 
conditionnés  en vue d'améliorer la sûreté  de leur évacuation. 
Cette partie de la  gestion des déchets paraît  bien satisfaire  les 
exigences  actuelles  des programmes  éléctronucléaires  et de la sûreté. 
7. Deux méthodes  de caractère complémentaire  sont actuellement  utilisées, 
en combinaison  ou séparément,  par les Etats membres,  pour évacuer les 
déchets de faible et moyenne activité: l'évacuation  terrestre  en 
surface et l'immersion  dans l'océan.  Une insuffisance  d'espace  d'éva­
cuation est à prévoir à court terme si l'ouverture  de nouveaux  sites en 
surface n'est pas rapidement  décidée  dans certains  Etats membres. 
Il est à noter que la quantité  et l'activité  des déchets déversés  dans 
l'océan sont limitées  par les  recommandations  internationales  en 
vigueur. Ces limites sont aujourd'hui  au-delà des besoins de la Commu­
nauté. 
8. 5 % des  déchets  radioactifs  produits  dans la Communauté  sont constitués 
de produits  contaminés  par des  émetteurs  alpha à vie longue, dont  la 
radioactivité  restera  significative  pour des longues périodes  de temps. 
La plus grande  partie de ces  déchets demeure  actuellement  non traitée. 
Les technologies  de base pour le traitement  et le conditionnement  de 
ces déchets  sont disponibles  mais  il est nécessaire  de mettre au point 
et d'améliorer  les procédés  et de les sélectionner  de manière à assurer 
une évacuation  optimale.  Les activités  de R et D  actuelles  sont concen­
trées sur les  techniques  de traitement  des déchets  liquides  et solides 
contaminés par  des émetteurs  alpha et sur le conditionnement  des coques 
des éléments  de combustible  épuisé. Ces activités  visent à obtenir des 
procédés de conditionnement permettant  un stockage  et une  évacuation 
sûrs pendant de longues périodes  de temps. La séparation  des radioélé­
ments à vie longue (actinides),  soit en vue de  leur recyclage,  soit 
pour dégrader la  plus grande  partie de ces  déchets en déchets  d'autres 
catégories,  fait également  l'objet d'études. 
55 

La mise au point de ces  techniques  d'ici quelques  années  devrait 
permettre  à la Communauté de  faire face aux nécessités en  temps voulu. 
9. L'évacuation des déchets contaminés par des émetteurs  alpha n'est  pas 
encore pratiquée. Les  Etats membres concernés  entreposent,  jusqu'à 
présent,  ces déchets  dans des installations  spéciales en  attendant  de 
pouvoir procéder au  conditionnement  et à l'évacuation. 
Les premières  installations  d'évacuation des déchets  alpha dans les 
formations  géologiques à moyenne  profondeur  (de l'ordre  de quelques 
centaines  de métrés)  devraient entrer  en service  dans quelques  Etats 
membres au début des années 1990. Si ces prévisions  sont effectivement 
réalisées,  l'évacuation des déchets  alpha pourra  repondre  aux besoins 
dans les années à  venir; dans les cas  contraire,  on continuera  les 
pratiques  d'entreposages  actuelles.  Compte  tenu de ceci, la situation 
et les perspectives  d'évacuation des déchets  alpha ne paraissent  pas 
constituer  un obstacle  au développement des  programmes  électronuclé­
aires des Etats membres  les plus  engagés  dans ce domaine. 
10. 0,3 % du  volume des déchets  radioactifs  produits  dans la Communauté est 
constitué de déchets de  haute activité  (contenant  également des émet­
teurs alpha) qui seront vitrifiés. Ces déchets  contiennent  la presque 
totalité de la radioactivité des déchets  issus des programmes  électro­
nucléaires.  Le dégagement de  chaleur  du à la radioactivité  est, en 
conséquence une préoccupation  majeure  pour la gestion de ces déchets. 
Radioactive  et dégagement de  chaleur atteindront  des niveaux analogues 
à ceux des déchets  alpha après quelques  centaines  d'années. A ce  moment 
là, les déchets de  haute activité  pourront  être assimilés à des déchets 
alpha. 
11. La plus grande  partie des déchets de  haute activité est  aujourd'hui, 
stockée à  l'état  liquide  dans des réservoirs  pourvus  de dispositifs 
spéciaux en matière de  "refroidissement"  et de sûreté. Les procédés de 
traitement  et de conditionnement visent  à immobiliser  ces déchets  dans 
des matrices  solides,  comme les verres, conservant  une bonne intégrité 
à long terme. Le développement de  differents  procédés de  condition­
nement est actuellement  en cours dans la Communauté.  Parmi ceux-ci,  le 
procédé français de  vitrification  (AVM) commence à  devenir disponible  à 
l'échelle  commerciale. 
12. Le temps nécessaire  pour le "refroidissement",  la disponibilité de 
moyens d'entreposage  ainsi que le  faible volume des déchets de  haute 
activité,  laissent  une grade flexibilité  dans la définition  d'une 
strategie  et du calendrier  pour l'évacuation de ces déchets. 
L'évacuation est  objet d'efforts  très important  de R et D  tant à 
l'intérieur qu'à l'extérieur de la Communauté.  Presque  tous les Etats 
membres  ainsi que la  Commission  contribuent  à ces  efforts.  Les options 
à l'étude  concernent  l'évacuation en  profondeur  dans différentes 
formations  géologiques  continentales, bien  représentées  dans le terri­
toire de la Communauté et l'évacuation  dans les sédiments  marins. 
Les résultats  obtenus  jusqu'à présent  confirment  que l'évacuation  dans 
des formations continentales  adéquates est  faisable  dans la Communauté. 
L'option d'évacuation  dans les sédiments  marins  offre des perspectives 
intéressantes,  mais sa faisabilité  reste encore à démontrer.  Plusieurs 
Etats membres ont en  cours de réalisation ou en  projet des laboratoires 
souterrains  pour préciser le système déchets/installation 
56 

d'évacuation.  Ceci pourrait  être suivi par des  installations  opération­
nelles dès la  fin du siècle. 
13. En dernière  analyse,  et d'une manière  globale,  la situation  actuelle  et 
les perspectives  en matière de  gestion de déchets  radioactifs  dans la 
Communauté, ne  constituent  ni une  atteinte  à la sûreté de l'homme et de 
son environnement  ni une  entrave technique  au développement escompté 
des programmes  éléctronucléaire  dans la Communauté.  Pour qu'il en soit 
de même dans l'avenir,  il est indispensable  que les prévisions  actuel­
les puissent  être concrétisées grâce à la  poursuite  des efforts de R et 
D nationaux  et communautaires  et à la  mise en route d'installations 
complémentaires. Les  obstacles  éventuels à la réalisation d'un  tel plan 
ne sont pas de  nature technique  mais pourraient venir  d'un manque 
d'acceptation  du public.  Des décisions  politiques  claires  visant la 
mise en oeuvre,  de ce plan sont  donc nécessaires. 
57 

REFERENCES 
(1) The  classification  of radioactive  wastes;  Health  Physics, vol.  27 
(1974). 
(2) Communication  de la Commission  au Conseil sur le rapport du  Comité 
consultatif  ad hoc sur le retraitement du combustible  nucléaire 
irradié (CORECOM);  document  CCE COM (82) 37  final du 5 février  1982. 
(3) Technological progress in the  management  of radioactive  waste: 
Part I : Evaluation of the present  situation  in Europe; 
Part II : Evaluation of research and  development  work; 
Part III: Conclusion and  recommendations; 
EUR report n°  6699EN  (1980). 
(4) Traitement et conditionnement des  déchets  solides  de faible et moyenne 
activité;  EUR report n°  7374FR  (1981). 
(5) Advanced  management  methods  for medium  active  liquid waste; EUR report 
n° 7037 (1981); 
Management  of plutonium  contaminated waste;  EUR report n°  7335 (1981). 
(6) Décision  du Conseil du 9  juillet  1975 adoptant un  programme  sur la 
gestion et le stockage des  déchets  radioactifs  (1975-1979); J.O. 
volume 18 n° L.178 (1975). 
(7) Radioactive  waste management  and disposal:  proceedings of the  first 
European  Community  conference,  Luxembourg,  May 20-23,  1980; EUR report 
n° 6871 (1980). 
(8) Décision  du Conseil du 18  mars 1980 adoptant un  programme  sur la 
gestion et le stockage des  déchets  radioactifs  (1980-1984); J.O. 
volume 23 n° L.78 (1980). 
(9) Research  and development  on radioactive  waste management  and disposai: 
- First annual progress  report  of the  European  Community  programme 
1980-1984;  EUR report n°  7652 (1982). 
- Second annual progress report of the  European  Community  programme 
1980-1984;  EUR report n°  8272 (1982). 
(10) Geological confinement of  radioactive  waste  within  the European 
Community:  European  catalogue of  geological  formations having  suitable 
characteristics  for the  disposal  of solidified  high-level  and/or 
long-lived  radioactive  waste; EUR report n°  6891EN,  FR (1980). 
58