COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES 
COM(93) 88 final 
Bruxelles, le 1er avril 1993 
COMMUNICATION ET TROISIEME RAPPORT DE LA COMMISSION 
sur la situation actuelle et les perspectives de la gestion européenne 
des déchets radioactifs dans la Communauté européenne 
COMMUNICATION DE LA COMMISSION 
sur la situation actuelle et les perspectives de la gestion européenne 
des déchets radioactifs dans la Communauté européenne 
/. PREAMBULE 
II. SITUATION ACTUELLE ET PERSPECTIVES DE LA GESTION DES DECHETS 
RADIOACTIFS 
HA. Production de déchets 
II.B. Gestion des déchets de courte vie 
U.C. Etat du stockage en profondeur 
II.D. Résultats et questions non résolues 
III. ACTION DE LA COMMISSION 
IV. RECOMMANDATIONS 
*»£ 
PREAMBULE 
Dans sa résolution du 18 février 1980*, le Conseil a approuvé un Plan d'Action 
communautaire 1980-1992 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 le stockage des déchets de haute 
activité et/ou de longue durée de vie. 
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 stockage 
définitif; 
- les travaux de recherche et de 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". 
La Commission a transmis au Conseil deux rapports en 1983 et 1987" concernant 
la situation et les perspectives jusqu'à la fin du siècle de la gestion des déchets 
radioactifs dans les Etats membres de la Communauté. 
La Commission transmet en annexe son troisième rapport, basé sur la situation 1990-
1991 et établi, comme les précédents, à partir des informations fournies par les Etats 
membres. 
cf. J.O. n° C51I1-2-3 du 29.11980 
Communications de la Commission au Conseil "Premier rapport sur la situation actuelle et les perspectives de 
la gestion des déchets radioactifs dans la Communauté" doc. COM(83)262 du 16.05.1983 et "Deuxième rapport" 
doc. COM(87)312 du 29.07.1987 
1C 
Le Conseil a approuvé récemment le renouvellement du Plan* pour la période 1993-
1999. Ce renouvellement devrait permettre notamment à la Commission de 
poursuivre par d'autres rapports l'information périodique du Conseil. 
//- SITUATION ACTUELLE ET PERSPECTIVES DE LA GESTION DES DECHETS 
RADIOACTIFS 
Le rapport en annexe met en évidence les points ci-après : 
Il A. Production de déchets 
Le niveau élevé de développement des Etats membres a pour conséquence la 
production, dans la Communauté, de déchets radioactifs de catégories et origines 
nombreuses et diverses; l'importance de cette production varie considérablement d'un 
Etat de la Communauté à l'autre; cependant tous les Etats sont concernés. 
La première source de production résulte de l'utilisation de radioisotopes et de 
certains dispositifs d'irradiation dans l'industrie, la médecine et la recherche non 
nucléaire. Elle concerne tous les Etats membres. Ces déchets sont, à 
l'exception des sources de rayonnement usées, de faible activité. Bien que les 
données nationales concernant ces déchets soient difficilement comparables, il 
apparaît que les volumes en cause ne peuvent être négligés et nécessitent une 
gestion soignée. 
La deuxième source de production résulte du traitement par diverses industries 
de minerais ou matériaux bruts contenant des radioéléments naturels; elle 
concerne les Etats ayant ou non des programmes électronucléaires, qui ont des 
activités industrielles telles que l'exploitation de gisement d'uranium, la 
production d'engrais phosphatés ou l'extraction du gaz naturel et du pétrole; ces 
déchets contiennent uniquement des radioisotopes naturels et sont pour 
l'essentiel de très basse activité. Les données concernant cette dernière 
catégorie de déchets ne sont pas systématiquement disponibles, à l'exception de 
celles concernant l'exploitation des gisements d'uranium. 
La mise en oeuvre des programmes électro-nucléaires, y compris la recherche 
associée et le déclassement des installations périmées constitue la troisième 
source de production**. Les déchets venant de centrales électronucléaires et 
des installations du cycle de combustible associées en représentent l'essentiel en 
terme de radioactivité contenue. Ces déchets sont de toutes catégories (basse, 
moyenne, haute activité; vies courtes et longues). 
Résolution du Conseil du 15.06.92 
Le rapport ne traite pas des déchets d'origine militaire 
Ils concernent les Etats membres engagés ou ayant été engagés dans des 
programmes nucléaires. 
En termes de volume, la production annuelle de ces déchets s'inscrit dans les 
prévisions du rapport précédent et devrait rester plus ou moins constante au 
cours de la décennie, sous l'influence de facteurs divers (évolution des 
programmes nucléaires nationaux, progrès technologiques en matière de 
traitement des déchets, optimisation de la gestion, etc.). 
Bien que le rapport couvre la période de 1990-2020, les évaluations au-delà de 2000 
revêtent un caractère hautement aléatoire, compte tenu des incertitudes relatives aux 
politiques nationales en matière de construction et de démantèlement d'installations 
nucléaires. 
II.B. Gestion des déchets de courte vie 
La gestion et le stockage des déchets de basse et moyenne activité (vie courte), qui 
représentent 90% de la production en volume de l'industrie électro-nucléaire, 
bénéficient de solutions techniques satisfaisantes et éprouvées par l'expérience. 
Les méthodes de traitement apparaissent satisfaire, dans l'ensemble, les besoins 
actuels de l'industrie et les exigences des autorités de sûreté de la Communauté; bien 
que ces opérations soient conduites depuis plusieurs décennies, elles bénéficient 
continûment des progrès de la technologie et d'une optimisation de la gestion, 
notamment en ce qui concerne la réduction des volumes des déchets produits et la 
réduction des rejets radioactifs dans l'environnement. 
Le stockage au voisinage de la surface dans des structures ouvragées est tout 
particulièrement développé dans la Communauté pour cette catégorie de déchets. 
D y est pratiqué de façon croissante*. Les capacités des installations nationales mises 
en service récemment devraient permettre de satisfaire les besoins des Etats 
membres concernés, jusque vers 2020/2030. 
Les besoins des autres Etats membres devraient être couverts par une option 
alternative, le stockage dans des dépôts profonds (voir ci-après paragraphe C) en 
cours de réalisation ou d'autorisation, ou par l'entreposage de longue durée (cas d'un 
Etat membre). 
Près de 1.400.000 m3 ont déjà été stockés, matériaux d'enrobage et emballages inclus. 
1 A 
U.C. Etat du stockage en profondeur 
Le stockage en profondeur' des déchets radioactifs de toutes catégories est 
certainement, après deux décennies de programmes de recherche, développement et 
démonstration aux niveaux international, communautaire et nationaux, techniquement 
réalisable et sûr dans son principe. Les méthodes existent pour en évaluer la sûreté 
en fonction des sites envisagés. 
Ce type de stockage n'a encore jamais été pratiqué pour les types de déchets pour 
lesquels il est impératif, c'est-à-dire pour les déchets de longue vie : déchets 
intermédiaires contaminés par des émetteurs alpha ou déchets de haute activité" 
générateurs de chaleur par décroissance radioactive. Cette situation n'est pas 
particulière à la Communauté. Elle n'est pas préoccupante du point de vue 
radioprotection puisque ces déchets peuvent être entreposés provisoirement de 
manière sûre dans des installations appropriées. 
En ce qui concerne les déchets de haute activité, il convient, en effet, de les laisser 
"refroidir" quelques décennies pour des motifs techniques et de sûreté. Par ailleurs, 
des solutions et des installations d'entreposage de longue durée existent ou sont en 
cours de réalisation. 
Cette situation est, par contre, regrettable en ce qui concerne les déchets contaminés 
par des émetteurs alpha ne présentant pas d'exigences de "refroidissement", et dont 
les volumes à entreposer - 8 % du volume total annuel des déchets produits -
deviennent significatifs. Les projets en cours dans certains Etats membres revêtent 
donc une grande importance. 
II.D. Résultats et questions non résolues 
D'une façon générale, la sûreté de la gestion des déchets radioactifs produits par 
l'industrie nucléaire, et la réduction de son impact sur l'environnement, apparaissent 
avoir progressé de façon significative au cours des dernières années grâce à la fois 
au progrès technologique et aux investissements élevés effectués, à l'amélioration de 
la gestion, aux structures mises en place dans les divers Etats membres, et au 
perfectionnement des dispositions réglementaires. 
Les déchets provenant des usages médicaux, industriels ou de recherche, font l'objet 
d'efforts visant à maintenir et améliorer le contrôle de leur production et de leur 
gestion. 
Egalement appelé stockage "géologique" 
Déchets vitrifiés issus du retraitement des combustibles usés ou ces combustibles eux-mêmes lorsqu 'il n 'est pas 
prévu de les retraiter. 
'/ 
Certaines questions de nature réglementaire ou stratégique restent encore à 
approfondir et méritent un effort d'attention accru, notamment la gestion des 
matériaux très légèrement radioactifs, d'origines diverses, l'équivalence entre déchets 
radioactifs d'origine de production différente, et l'information et la consultation du 
public. 
///- ACTION DE LA COMMISSION 
Au vil du rapport annexé à la présente communication, l'action de la Commission 
paraît avoir bien répondu aux besoins de la Communauté tant en matière de R&D 
que dans le domaine de la réglementation ou celui de l'encouragement à la 
coopération et à l'harmonisation des pratiques entre Etats membres. 
- En matière de R&D, le programme 1985-1989 a été mené à bien*, et le 
programme 1990-1994 est en cours d'exécution avec l'appui du Comité Consultatif 
de Gestion et Coordination. 
- En matière de réglementation, les mesures prises pour éviter les transferts 
incontrôlés de déchets radioactifs d'un pays à un autre sont particulièrement à 
noter**. De plus, la Communauté a interdit toute exportation directe ou indirecte 
de déchets dangeureux et radioactifs vers les 68 pays ACP.*** 
- En matière de coopération et d'harmonisation des pratiques, l'ouverture toujours 
plus large des installations nationales expérimentales de stockage souterrain aux 
équipes de chercheurs d'autres pays membres et la constitution d'un réseau de 
laboratoires de la Communauté visant à optimiser et harmoniser le contrôle de 
qualité des colis de déchets, constituent deux exemples remarquables. 
- Dans le but de donner suite aux engagements pris dans le cadre du 5ème 
programme d'action communautaire sur l'environnement la Commission a 
l'intention de proposer prochainement une stratégie communautaire en matière de 
déchets radioactifs. Ceci compléterait la stratégie communautaire sur les déchets 
(qui exclut les déchets radioactifs) définie dans la résolution du Conseil du 7 mai 
1990. 
cf. Evaluation du programme "Gestion et stockage des déchets radioactifs 1985-1989" rapport EUR 12264 EN 
Directive du Conseil du 3 février 1992 relative à la surveillance et au contrôle des transferts de déchets 
radioactifs entre Etats membres ainsi qu'à l'entrée et à la sortie de la Communauté 
LO. L 35 - 12/02/92\ p. 24 
Selon l'article 39 dé la 4ème Convention ACP-CEE signée à Lomé le 15 décembre 1989 
'<* 
IV- RECOMMANDATIONS 
Au vu de l'analyse effectuée dans le rapport en annexe et résumée au paragraphe II 
ci-dessus, la Commission attire l'attention du Conseil sur les points ci-après : 
-. la gestion des déchets radioactifs est un élément important en matière de sûreté 
et de protection de l'environnement; elle doit être développée et structurée pour 
tous les déchets, quelle que soit l'origine de leur production, en vue d'assurer le 
respect des impératifs de sûreté et de protection radiologique; 
- l'étude, la sélection, et l'ouverture de sites de stockage définitifs, sont des priorités 
et doivent être poursuivies; 
- les efforts de développement technologique et d'optimisation doivent être 
poursuivis, notamment dans le domaine de la gestion des déchets de longue durée 
de vie (par ex. réduction des volumes, décontamination et réduction de leur 
radiotoxicité à long terme); 
- la mise en oeuvre de la gestion des déchets radioactifs, et singulièrement de son 
étape finale, le stockage, nécessite l'intensification de l'information et de la 
consultation du public. 
tJt 
TROISIEME RAPPORT DE LA COMMISSION 
sur la situation actuelle et les perspectives de la gestion européenne 
des déchets radioactifs dans la Communauté européenne 
TABLE DES MATIERES 
Préface 
I. Vue d'ensemble sur la gestion des déchets 
II. Production de déchets radioactifs dans les pays de la Communauté 
européenne 
11.1. Sources de production des déchets radioactifs 
11.2. Catégories de déchets radioactifs 
11.3. Production de déchets radioactifs 
11.3.1. Déchets radioactifs provenant de l'utilisation industrielle et médicale des 
radio isotopes et d'activités générales de recherche 
11.3.2. Déchets provenant du traitement de matières premières contenant des 
radioéléments naturels 
11.3.3. Déchets provenant des programmes électronucléaires 
HI. Situation actuelle et perspectives en matière de pratiques et de politiques 
de gestion des déchets radioactifs dans la Communauté 
III. 1. Organisation et structure de la gestion des déchets radioactifs dans les 
pays de la Communauté européenne 
111.2. Programmes de recherche et de développement 
111.2.1. Programmes et budgets 
111.2.2. Recherche avancée/Transmutation 
111.3. Approche globale et principes généraux 
111.4. Traitement et conditionnement 
111.5. Transport des déchets radioactifs 
111.5.1. Dispositions régissant le transport des matières nucléaires en général 
111.5.2. Transport des déchets radioactifs dans la pratique 
111.6. Entreposage et stockage des déchets radioactifs et des combustibles 
irradiés 
111.6.1. Introduction 
111.6.2. Entreposage 
111.6.2.1. Colis de déchets radioactifs de basse et moyenne activité 
111.6.2.2. Déchets vitrifiés de haute activité 
111.6.2.3. Combustibles irradiés 
111.6.3. Stockage des déchets radioactifs 
111.6.3.1. Sites de stockage en surface ou au voisinage de la surface 
111.6.3.2. Dépôts à grande profondeur 
3 
IV. Sûreté nucléaire dans la gestion des déchets radioactifs 
IV.l. Actions en amont du stockage 
IV.2. Stockage 
IV.2.1. Stockage en surface ou au voisinage de la surface 
IV.2.2. Stockage à grande profondeur dans des formations géologiques 
V. Problèmes actuels en matière de réglementation et de politiques de 
gestion 
V.l. Matériaux présentant un niveau de radioactivité très faible 
V.2. Equivalence entre déchets radioactifs 
V.3. Information et participation du public 
ABREVIATIONS 
AEA Atomic Energy Authority 
AEN Agence pour l'Energie Nucléaire 
AIEA Agence Internationale de l'Energie Atomique 
ANDRA Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs 
BfS Bundesamt fur Strahlenschutz 
BNFL British Nuclear Fuels pic 
CCE Commission des Communautés Européennes 
CE Communauté Européenne 
CEA Commissariat à l'Energie Atomique 
CEN/SCK Centre d'Etude de l'énergie Nucléaire/Studie Centrum voor Kemenergie 
CIEMAT Centre de Investigaciones Energeticas, Medio Ambientales y 
Technologicas 
COVRA Centrale Organisatie Voor Radioactief Afval 
DBE Deutsche Gesellschaft zum Bau und Betriebe von Endlagern fur 
Abfallstoffe 
DFA Déchets de Faible Activité 
DHA Déchets de Haute Activité 
DMA Déchets de Moyenne Activité 
ENEA Ente per le Nuove technologie, l'Energia e l'Ambiente 
ENEL Ente Nazionale dell'Energia ELettrica 
ENRESA Empresa Nacional de RESiduos rAdiactivos 
NE Nuclear Electric 
5 
NIREX Nuclear Industry Radioactive waste Executive 
NUCLECO NUCLeare-ECOlogia 
OCDE Organisation pour la Coopération et le Développement Economique 
OMS Organisation Mondiale de la Santé 
ONDRAF/ Organisme National des Déchets Radioactifs et des matières 
NIRAS Fissiles/Nationale Instelling voor het Beheer van Radioactief Afval en 
Splijstoffen 
OPLA OPslag op LAnd 
SN Southern Network 
WAK WiederaufArbeitungsanlage Karlsruhe 
6 
PREFACE 
Le Plan d'Action Communautaire en matière de déchets radioactifs 1980-92, approuvé 
par le Conseil des ministres des Communautés européennes en février 1980(1) prévoit 
en son point 1 l'analyse permanente par la Commission de la situation en matière de 
gestion des déchets radioactifs dans la Communauté. 
Pour.permettre à la Communauté et aux Etats membres de faire usage des résultats de 
cette analyse, la Commission fait périodiquement rapport au Conseil des ministres. 
Des rapports ont été remis au Conseil en 1983 et en 1987®. Le présent rapport est dès 
lors le troisième du genre; il met à jour et complète les informations présentées dans les 
précédents rapports et, pour la première fois, fournit des informations sur la situation 
dans les nouveaux "Lander" allemands. L'évaluation des déchets radioactifs produits dans 
la Communauté a été, autant que faire se peut, étendue jusqu'à l'horizon 2020. 
Le présent rapport se base sur des informations provenant de sources nationales fournies 
par les délégués des Etats membres au Comité consultatif de la Commission pour le Plan 
d'Action Communautaire en matière de déchets radioactifs. 
Les informations générales concernant les déchets radioactifs ont déjà été fournies dans 
les rapports précédents auxquels le lecteur est invité à se reporter le cas échéant. 
(1) Résolution du Conseil du 18 février 1980, JO n° C 51 du 29 février 1980, p. 1. 
(2) Communications de la Commission au Conseil des ministres des Communautés 
européennes, document COM (83) 262 du 16 mai 1983 "Analyse de la situation 
actuelle et perspectives en matière de gestion des déchets radioactifs dans la 
Communauté", et document COM (87) 312 du 29 juillet 1987, même titre. 
7 
CHAPITRE I 
VUE D'ENSEMBLE SUR LA GESTION DES DECHETS 
Au cours de la dernière décennie, la gestion des déchets de tous types (ménagers, 
industriels toxiques et non toxiques, nucléaires) a fait,l'objet d'une attention et d'une 
préoccupation accrues dans la Communauté européenne. 
En ce qui concerne les déchets ménagers et industriels, des premières estimations des 
quantités produites ont été réalisées à l'échelle nationale et communautaire. La 
production annuelle de déchets solides (toutes catégories confondues) est de l'ordre de 
2,2 milliards de tonnes pour l'ensemble de la Communauté dont 20 millions de tonnes 
de déchets industriels toxiques. Des listes provisoires de produits nuisibles que ces 
déchets peuvent contenir sont en cours d'élaboration, et on procède à l'établissement de 
grandes catégories en vue de faciliter une gestion et une élimination sûres de ces déchets. 
Des options de stockage des déchets toxiques, principalement en dépôts souterrains, font 
l'objet d'examens dans certains pays comme l'Allemagne, tout comme sont étudiées les 
formes appropriées que doivent avoir les déchets conformément à l'approche globale 
(fondée sur la notion de système) déjà mise au point pour les déchets nucléaires (cf. 
chapitre III). En parallèle, le cadre réglementaire est actuellement fortement développé 
par l'adoption de réglementations nationales et notamment communautaires. 
Une stratégie communautaire pour les déchets a été adoptée à la fin de 1989. En outre, 
des structures nationales appropriées pour ces déchets ont été récemment mises en place 
dans plusieurs Etats membres. 
En ce qui concerne les déchets radioactifs, des estimations des productions passée et 
future, pour chaque catégorie, ont été réalisées pays par pays et pour l'ensemble de la 
Communauté. Dans ce dernier cas, la production annuelle atteint environ 80 000 m3 
dont 150 m3 sont hautement radioactifs. Les pratiques et les tendances propres aux 
stratégies nationales de gestion en matière de traitement et de stockage des déchets, 
l'évolution de la réglementation et les structures nationales (c'est-à-dire : agences 
nationales, entreprises en charge du traitement des déchets, autorités de sûreté) ont été 
étudiées dans les rapports de la Commission au Conseil des ministres de 1983 et 1987. 
De plus, depuis 1980, le Plan d'Action Communautaire en matière de déchets radioactifs 
a fourni un cadre approprié de concertation des politiques nationales et des pratiques 
réglementaires dans le domaine de la gestion des déchets. 
Depuis lors, une prise de conscience accrue des exploitants d'installations de traitement 
comme du public s'est développée sur certains aspects de la gestion des déchets 
radioactifs tels que : 
la nécessité de réduire au minimum la quantité, le taux de radioactivité et la toxicité 
chimique des déchets, ce qui requiert l'optimalisation des procédures de gestion; 
les réglementations en matière de transports et de transferts internationaux des 
déchets radioactifs; 
8 
le recyclage et le stockage des déchets résultant du démantèlement d'anciennes 
installations nucléaires; aujourd'hui plus de cent installations nucléaires importantes 
ont été fermées de par le monde; ce nombre augmentera avec le vieillissement des 
installations existantes; 
la gestion et le stockage des déchets radioactifs produits hors du cycle du 
combustible nucléaire résultant de la recherche et des activités industrielles et 
médicales comportant l'usage de radioéléments; 
la restauration de sites utilisés dans les premières années de l'énergie nucléaire. 
Par ailleurs, les conditions qui doivent régir le stockage des déchets radioactifs et leur 
acceptation par le public demeurent aujourd'hui une question importante dans la 
Communauté Européenne comme à l'extérieur. 
La Commission des Communautés européennes est attentive à ces questions ainsi qu'en 
témoignent ses programmes de recherche et ses activités réglementaires au titre du 
chapitre III "La protection sanitaire" du traité Euratom. Une directive sur les tranferts 
de déchets radioactifs vient d'être adoptée par le Conseil de ministres. Le Conseil a 
également adopté récemment(3) des conclusions concernant les priorités futures, 
notamment pour ce qui concerne l'établissement de principes communs d'implantation 
des installations de stockage. 
Le présent rapport, comme les deux précédents, traite de la situation d'ensemble dans 
les Etats membres de la Communauté. Il met à jour les informations données dans les 
précédents rapports et les complète pour ce qui concerne les questions mentionnées ci-
dessus. 
(3) Communiqué de Presse du 18 décembre 1990, n° 10 871-90-presse 232. 
9 
CHAPITRE H 
PRODUCTION DE DECHETS RADIOACTIFS 
DANS LES PAYS DE LA COMMUNAUTE EUROPEENNE 
ELI. SOURCES DE PRODUCTION DES DECHETS RADIOACTIFS 
Dans la Communauté européenne, on distingue trois types d'activités génératrices de 
déchets radioactifs(4) : 
l'utilisation de radioisotopes et de certains types d'irradiations dans l'industrie, la 
médecine et la recherche; 
le traitement par différentes industries de matières premières contenant des 
radioéléments naturels; 
les programmes de production d'énergie électronucléaire, y compris les 
recherches connexes et le déclassement des centrales obsolètes. 
L'importance relative de ces sources varie considérablement d'un pays à l'autre de la 
Communauté; tous les pays de la Communauté utilisent normalement des 
radioisotopes dans la recherche, l'industrie et la médecine. Mais ce sont les pays 
ayant un programme d'énergie nucléaire qui engendrent la plus grande partie de la 
radioactivité contenue dans les déchets et la plus grande partie des déchets radioactifs 
produits dans l'ensemble de la Communauté. Quelques pays ayant ou non un 
programme de production d'énergie électronucléaire exploitent des mines et des 
installations de traitement de minerais d'uranium produisant de grandes quantités de 
matériaux légèrement radioactifs contenant des radioéléments naturels. 
Depuis quelques années, il a également été reconnu que d'autres activités industrielles 
pouvaient produire des matériaux similaires. C'est le cas des activités industrielles, par 
exemple la production d'engrais phosphatés artificiels et l'extraction de pétrole et de 
gaz où des matières premières, contenant des radioéléments présents dans la nature à 
faible concentration, sont traitées à grande échelle. Au cours de ces traitements, les 
radioéléments naturellement présents dans la matière première sont concentrés soit 
dans les produits, soit dans les différents flux de déchets. Un aperçu des quantités, 
compositions, niveaux de radioactivité, etc. de ces déchets n'est toutefois pas 
disponible à ce jour(5). 
w 
(S) Les activités militaires ne sont pas traitées dans ce rapport. 
Le rapport EUR 13262 EN, 1991 "Study of the radionuclides contained in waste 
produced by the phosphate industry and their impact on the environment" fournit des 
données concernant un cas spécifique. Cf. également chapitre V.l du présent rapport 
pour les aspects de sûreté qui s'y rapportent. 
10 
H.2. CATEGORIES DE DECHETS RADIOACTIFS 
Les déchets radioactifs se présentent sous des formes les plus variées. Celles-ci 
peuvent avoir de multiples formes physiques ou chimiques, peuvent émettre 
différents types de rayonnements(6) et peuvent avoir des niveaux variables de 
radioactivité. 
Cette diversité entraîne évidemment de grandes différences en matière de risques 
potentiels et dès lors implique la nécessité de devoir mettre en oeuvre différents 
modes de gestion. Les déchets radioactifs doivent en conséquence être classés par 
catégories. Le système de classification décrit ci-dessous a déjà été utilisé dans les 
précédents rapports (1983 et 1987) et a été choisi du fait qu'il constitue le meilleur 
moyen de présenter, dans le cas de la Communauté, les données quantitatives 
concernant les déchets radioactifs traités et conditionnés, produits dans les Etats 
membres. D présente également l'avantage de grouper les déchets radioactifs en 
catégories correspondant dans une certaine mesure aux options de stockage 
appliquées à présent ou envisagées dans les Etats membres (cf. chapitre III). 
On distingue quatre catégories principales de déchets : 
déchets de faible activité, 
déchets de moyenne activité, 
déchets alpha, 
déchets de haute activité provenant du retraitement et des combustibles irradiés 
(s'ils sont déclarés comme déchets). 
Ces catégories, ainsi que le classement d'un "type" de déchets dans une catégorie 
plutôt que dans une autre, n'ont pas un caractère normatif ou réglementaire. De 
plus, les pratiques de gestion de certains Etats membres peuvent être telles que des 
catégories ou des types de déchets identiques à celles retenues dans le présent 
rapport peuvent ne pas exister au niveau national. 
(a) La catégorie des déchets de faible activité comprend les déchets (principalement 
technologiques00) contenant ou soupçonnés de contenir des émetteurs bêta-
gamma et/ou des émetteurs alpha, essentiellement d'origine naturelle, à basse 
concentration (et donc de faible activité) provenant des centres de recherche, de 
(6) Principalement rayonnements alpha, béta et gamma. 
(7) Les déchets technologiques sont produits au cours des opérations de maintenance. 
11 
l'utilisation industrielle et médicale des radioisotopes ainsi que des opérations 
effectuées dans les diverses installations du cycle du combustible nucléaire. La 
concentration des autres émetteurs alpha (plutonium, américium, etc.) dans cette 
catégorie de déchets est très faible et fait l'objet de contrôles très stricts. La 
radioactivité contenue dans les déchets devient négligeable, par décroissance 
naturelle, après quelques centaines d'années au maximum. Le dégagement de 
chaleur est négligeable. 
(b) La catégorie des déchets de moyenne activité09 comprend les déchets contenant 
principalement des émetteurs bêta-gamma en concentrations relativement 
importantes. Les déchets de cette catégorie proviennent, pour la plus grande 
partie de l'exploitation de centrales électronucléaires (résines échangeuses d'ions, 
cartouches filtrantes, concentrats d'évaporation, etc.). La concentration en 
émetteurs alpha dans les déchets appartenant à cette catégorie est d'un niveau 
comparable à celui des déchets de faible activité. Le dégagement de chaleur est 
négligeable. 
(c) Les déchets appartenant à la catégorie des déchets alpha(9) comprennent les 
déchets technologiques et de procédé provenant des laboratoires nucléaires où 
sont effectuées des recherches sur les transuraniens, des ateliers de fabrication 
des éléments de combustible à oxyde mixte uranium-plutonium, et des usines de 
retraitement du combustible irradié. Une première partie de ces déchets est 
constituée de déchets contenant des émetteurs alpha seuls. La deuxième partie 
est constituée de déchets de moyenne activité contenant des émetteurs alpha, 
bêta et gamma provenant des usines de retraitement, telles que les coques, les 
embouts et les résidus de dissolution des éléments de combustible irradié. La 
radioactivité contenue dans ces déchets persiste pendant de très longues périodes 
en raison de la présence d'émetteurs alpha à longue vie. Le dégagement de 
chaleur est faible. 
(d) La catégorie des déchets de haute activité comprend, dans ce rapport, 
principalement les déchets vitrifiés(10) contenant les "cendres" de la combustion 
nucléaire (produits de fission et éléments transplutoniens, qui sont 
essentiellement des émetteurs alpha et bêta-gamma). Ces "cendres" sont 
(8) En Allemagne, les déchets de moyenne activité et les déchets alpha faiblement 
thermogènes sont combinés avec les déchets de faible activité étant donné que seules 
des formations géologiques profondes seront utilisées pour le stockage de toutes les 
catégories de déchets. 
(9) Idem note (8) 
(W) Pour l'Allemagne, cette catégorie est définie comme un déchet produisant une quantité 
de chaleur importante. 
12 
séparées du combustible nucléaire imbrûlé (uranium et plutonium) dans des 
installations radiochimiques (usines de retraitement), traitant le combustible usé 
déchargé des centrales électronucléaires. Ces déchets contiennent l'essentiel de 
la radioactivité; ils restent dangereux pendant très longtemps et sont 
thermogènes pendant plusieurs centaines d'années. 
(e) Si l'on décide de ne pas retraiter le combustible irradié déchargé des centrales 
électronucléaires, ce combustible est alors déclaré comme déchet et constitue 
une catégorie à part de déchets de haute activité. Le combustible irradié du 
réacteur THTR(U) en Allemagne, et celui provenant des réacteurs à eau légère 
en Espagne en sont des exemples. 
Certains déchets de très faible activité peuvent être exemptés des contrôles 
réglementaires par les autorités compétentes, et ne doivent dès lors plus être 
considérés comme déchets radioactifs. Cette question sera examinée au 
chapitre V. 
Les rejets d'effluents liquides et gazeux dans les eaux de surface et l'atmosphère, 
conformément aux règlements de radioprotection en vigueur et moyennant un 
contrôle adéquat, sont communiqués à la Commission des Communautés 
européennes et font l'objet de rapports périodiques de la Commission; ils ne sont 
pas traités dans le présent rapport. 
113. PRODUCTION DE DECHETS RADIOACTIFS 
Les quantités estimées portent sur des déchets radioactifs supposés convenablement 
traités et conditionnés selon les méthodes appliquées actuellement. 
H3.1. Déchets radioactifs provenant de l'utilisation industrielle et médicale des 
radio isotopes et d'activités générales de recherche 
Il convient de remarquer que cette question intéresse tous les Etats membres de la 
Communauté. La production de ce type de déchets et sa croissance ne dépendent 
pas des programmes électronucléaires mais bien de la situation actuelle et du rythme 
du développement industriel, économique et social de ces pays, et du chiffre actuel et 
de la croissance future de leur population. 
Ces déchets sont généralement de faible activité et de courte vie, à l'exception des 
sources de radiations scellées usagées dont certaines peuvent être de haute activité et 
de longue vie. Le danger potentiel de ces sources, en cas de mauvaise utilisation, ne 
doit pas être sous-estimé comme en témoigne l'accident survenu à Goiania, au Brésil, 
en 1987, où quelque 200 personnes furent irradiées. 
01) THTR : Thorium Hochtemperaturreaktor à Hamm/Uentrop 
13 
Des mesures ont été prises à l'échelon national où l'on s'efforce, en permanence, de 
maintenir et d'améliorer le contrôle de la production et de la gestion. 
Des valeurs indicatives des quantités de déchets expédiées annuellement aux agences 
de collecte pour entreposage (stockage intérimaire) sont indiquées au tableau I. Suite 
aux différences intervenant dans les modes de gestion suivis, avant entreposage, des 
déchets (p.e. dans le domaine du suivi des déchets, de leur décroissance radioactive, 
de leur traitement et de leur conditionnement), ces valeurs ne sont pas facilement 
comparables d'un pays à l'autre. Malgré cela, une valeur moyenne de 10-15 m3 par 
million d'habitants et par an peut en être déduite. 
n.3.2. Déchets provenant du traitement de matières premières contenant des 
radioéléments naturels 
Les opérations de traitement des minerais d'uranium produisent une catégorie 
spéciale de déchets, à savoir les résidus de ces opérations qui contiennent de très 
faibles concentrations de radioéléments naturels dont certains peuvent être de longue 
vie. Les activités d'extraction et de concentration des minerais d'uranium dans la 
Communauté sont de taille relativement modeste et limitées à la France, à l'Espagne, 
au Portugal et à l'Allemagne. 
Les minerais d'uranium dans les pays sus-mentionnés sont généralement de faible 
teneur. L'extraction de l'uranium est réalisée selon des techniques faisant appel à 
l'hydrométallurgie. Etant donné la faible teneur en uranium, les résidus de 
l'opération de concentration forment plus de 99 % de la masse des minerai traités et 
contiennent encore 75 à 80 % de la radioactivité naturelle présente dans le minerai, 
due aux produits de la chaîne de désintégration de l'uranium 238. L'un des 
radioisotopes naturels présents dans les résidus est le radon 222 (gazeux). Les résidus 
retiennent aussi une fraction des agents chimiques (par exemple acidité résiduelle) 
utilisés dans le processus d'extraction/purification. 
Si l'extraction de l'uranium est effectuée par lixiviation en tas (minerais à faible 
teneur), les amas de minerais appauvris restent sur place. Pour cette raison, le sol sur 
lequel sont effectuées ces opérations est préalablement rendu imperméable afin 
d'obtenir un bon rendement de lixiviation et d'empêcher des fuites ultérieures 
incontrôlées d'eau contaminées dans le sol. 
Les résidus issus de la lixiviation dynamique (minerais à haute teneur) sont stockés, 
avec les boues provenant de la neutralisation ou du traitement des effluents liquides 
des installations, vers des zones endiguées spécialement aménagées, afin de réduire 
les risques radiologiques pour l'homme et l'environnement. 
Dans le cas des résidus provenant d'anciennes opérations de concentration, il se peut 
que des actions curatives doivent être entreprises. Les opérations peuvent varier 
considérablement en fonction des conditions spécifiques du site. 
14 
Comme dans toute autre activité minière, et spécialement dans les activités 
d'extraction à ciel ouvert, l'évacuation et le conditionnement des résidus de 
concentration font partie du processus intégré de remise en état du site, visant à 
restaurer ou reconstituer le paysage original. 
Les effluents liquides sont maintenus à un niveau minimal par recirculation et, avant 
leur libération contrôlée, soumis à un traitement consistant en une neutralisation, une 
précipitation et une evaporation naturelle. 
Le volume des déchets de traitement des minerais d'uranium produits jusqu'à la fin 
de l'année 1990 sont les suivants : 
Boues (résidus) lixiviation en tas 
(10*t) ( appauvrisy 10* t) 
Allemagne 54,00 
France 30,49* 18,05 
Portugal 2,38 0,04 
Espagne 1,75 6,20 
* Poids humide; poids sec : 27,72 
H.3.3. Déchets provenant des programmes électronucléaires 
La production de déchets radioactifs résultant de la mise en oeuvre des programmes 
électronucléaires (y compris la recherche directement associée) est pratiquement 
proportionnelle à l'échelle de ces programmes. Elle dépend toutefois également du 
type(12) et de la situation (en exploitation, à l'arrêt, en cours de démantèlement) des 
installations nucléaires intervenant dans chaque programme. 
Plusieurs pays de la Communauté ont installé des centrales nucléaires de différents 
types depuis la fin des années 50. La capacité nucléaire installée dans la 
Communauté s'est accrue progressivement pour atteindre environ 111,8 G We en 1990 
(1,8 G We constitue l'apport des centrales est-allemandes). Ce chiffre doit être 
comparé à celui de la fin de 1985, à savoir 77,5 GWe qui a été utilisé pour les 
estimations de production de déchets dans le rapport de 1987. La plus grande partie 
de cet accroissement est due aux nouvelles centrales françaises et allemandes, et dans 
(12) Par exemple, le réacteur RGG (gaz-graphite) et les installations du cycle du combustible 
qui lui sont associées (usines de retraitement, etc.) qui ne fait plus l'objet de 
développements mais qui fait encore partie du programme britannique, donne lieu - pour 
une même énergie produite - à presque quatre fois plus de déchets qu'un réacteur REL 
(eau légère) et ses installations du cycle du combustible. 
15 
une moindre mesure, aux centrales britanniques et espagnoles. Les centrales 
italiennes sont arrêtées depuis 1987. Leur fermeture définitive a été décidée en juillet 
1990. 
a. Déchets radioactifs provenant de programmes électronucléaires et produits 
avant 1991 
Ces déchets sont soit en attente de conditionnement, soit conditionnés et entreposés 
sous contrôle dans une installation d'entreposage adéquate, soit déjà stockés 
définitivement. 
Entreposage 
Une partie des déchets existants de faible et moyenne activité est entreposée 
(cf. tableau II) soit parce qu'aucune installation de stockage n'est disponible dans les 
pays concernés (Belgique, Allemagne, Italie, Espagne), soit parce que l'entreposage 
est la politique actuelle du pays (Pays-Bas), soit parce que ce type d'opération 
constitue le tampon normal dans la gestion des installations de stockage existantes 
(France, Royaume-Uni). Tous les déchets alpha et tous les déchets de haute activité 
et les combustibles irradiés non retraités se trouvent présentement entreposés. 
Stockage 
Les déchets de faible et de moyenne activité (voir tableau III) ont été stockés dans le 
passé par les méthodes suivantes : 
- rejet en mer (pratiqué par de nombreux pays jusqu'à l'instauration d'un moratoire 
dans le cadre de la Convention internationale de Londres sur la prévention de la 
pollution marine en 1983); 
- stockage à grande profondeur (Allemagne jusqu'à 1978); 
- stockage en surface ou au voisinage de la surface (France, Royaume-Uni)(l3). 
Le stockage en surface ou au voisinage de la surface a fait l'objet de grandes 
améliorations(14) et est actuellement pratiqué par la France au "Centre de la 
Manche" et au "Centre de l'Aube" et par le Royaume-Uni à Drigg. 464 500 m3 de 
déchets de faible et de moyenne activité ont été stockés jusqu'à présent à La Manche 
et 775 000 m3 de déchets de faible activité à Drigg(15). De plus, 14 000 m3 de 
(13) Cf. détails dans le 2e rapport COM(87)312 de 1987. 
(14) Cf. chapitre III.6.3.1. 
(15) Les chiffres de 1986 étaient de 278 000 M3 pour le Centre de la Manche et de 
630 000 m3 pour Drigg. 
16 
déchets de faible activité ont été stockés à Dounreay (Royaume-Uni). 
L'ex-république démocratique allemande a stocké 14 300 m3 de déchets 
principalement de faible activité (une partie d'entre eux étaient des déchets liquides 
stockés par solidification in situ) et 5 800 sources radioactives encapsulées dans la 
mine de sel de Morsleben de 1978 à 1990. Depuis lors, à la demande de l'autorité de 
sûreté compétente ("Bundesamt fur Strahlenschutz"), on a cessé toute nouvelle 
opération de stockage pour les déchets liquides, les déchets combustibles non 
conditionnés et les sources radioactives. 
Une analyse de sûreté de l'installation de Morsleben est actuellement en cours. 
Depuis février 1991, les autorités locales ont décidé de suspendre le stockage des 
déchets eu égard à des objections juridiques. 
Ni déchets alpha, ni déchets de haute activité, ni combustibles irradiés n'ont été 
stockés jusqu'à présent dans la Communauté européenne. 
b. Déchets radioactifs futurs provenant des programmes électronucléaires 
En ce qui concerne l'avenir de l'énergie nucléaire (tableau IV), les estimations ne 
possèdent, dans la plupart des cas, un degré d'exactitude satisfaisant que pour le très 
court terme. Il n'est, dès lors, pas possible de donner une estimation ferme de la 
capacité nucléaire installée pour l'ensemble de la Communauté européenne en 
l'an 2000, et a fortiori en l'an 2020. La raison en incombe aux incertitudes politiques 
concernant la part à long terme de l'énergie nucléaire dans chaque bilan énergétique 
national. 
En raison de cette situation et dans un but d'homogénéité, les estimations de déchets 
radioactifs figurant dans le présent rapport pour l'ensemble de la Communauté 
européenne se rapportent aux déchets produits par les installations nucléaires 
existantes*16* (à l'arrêt ou en fonctionnement) ou commandées. Ceci peut conduire à 
des chiffres non réalistes à l'échelon national. C'est le cas de la France où le groupe 
de travail pour le plan énergétique prévoit l'addition de nouvelles centrales nucléaires 
au cours de la période 2000-2020 (cf. tableau IV, note 7). 
Les estimations en matière de production d'énergie nucléaire mentionnées dans le 
tableau IV représentent en conséquence un niveau de production de déchets qui ne 
pourrait être diminué que par des décisions politiques importantes non prévues 
concernant les politiques énergétiques nationales, d'une part, et par des progrès 
technlogiques ou de gestion susceptibles de résulter de travaux de recherche et 
développement et de l'expérience, d'autre part. 
(16) Centrales nucléaires et installations du cycle du combustible qui y sont associées. 
17 
Les estimations relatives à chaque Etat membre ont été réparties selon les quatre 
catégories de déchets définies au chapitre II.2 et sont présentées, totalisées par 
périodes de cinq ou de dix ans, dans les tableaux V, VI, VII et VIII, respectivement 
pour les déchets de faible activité, de moyenne activité, alpha et de haute activité. 
L'évolution à l'échelle mondiale de la production future de déchets résulte d'une 
combinaison de différents facteurs, dont certains ont des effets contradictoires : 
- la production d'électricité d'origine nucléaire; 
- la réduction de volume des déchets résultant de l'introduction progressive de 
nouvelles techniques de traitement et de conditionnement et de l'optimalisation de 
la gestion des déchets sur les lieux de production; 
- le calendrier de retraitement des combustibles irradiés et du traitement et du 
conditionnement des déchets qui en découlent; 
- l'amélioration des modes d'exploitation des réacteurs, l'adaptation régulière des 
schémas de chargement/déchargement des combustibles et des taux de combustion 
en vue d'une optimalisation économique plus efficace, et notamment d'une 
réduction de la production des déchets; 
- enfin et surtout, la mise à l'arrêt de plusieurs centrales nucléaires et le 
démantèlement des installations nucléaires obsolètes; 
Etant donné que l'avenir, à moyen et long terme, des centrales nucléaires en 
fonctionnement dans plusieurs Etats membres n'est pas connu, on a supposé 
arbitrairement qu'elles seraient exploitées jusqu'à la fin de leur vie technologique, soit 
30 ans (cf. tableau IV). 
Des données figurant dans les différents tableaux, il apparaît que, dans l'ensemble, les 
conclusions du rapport de 1987 restent valables pour les prochaines années. De 
manière plus précise, les prévisions de 1987 pour les déchets de faible et de moyenne 
activité ont été légèrement révisées à la baisse pour la période 1996-2000; par contre 
les prévisions de 1987 pour la production de déchets alpha ont dû être révisées à la 
hausse, principalement par suite de l'exploitation des usines de retraitement 
britannique et française. La production annuelle totale des déchets conditionnés de 
faible et de moyenne activité et des déchets alpha est estimée actuellement à environ 
80 000 m3 par an pour l'ensemble de la Communauté et devrait rester 
approximativement la même jusqu'à la fin de ce siècle. Les déchets alpha 
interviennent pour 8 % de ce total, les déchets de moyenne et de faible activité pour 
environ la totalité du solde soit 92 %. Dans le cadre des hypothèses faites ci-dessus 
concernant l'avenir des programmes d'énergie nucléaire, la production annuelle de 
déchets décroîtra faiblement après l'an 2000. 
Toutefois, les productions de déchets de faible et de moyenne activité provenant du 
déclassement des centrales nucléaires obsolètes pourrait augmenter fortement après 
18 
1995/2000. Les chiffres mentionnés dans les tableaux V et VI sont basés sur des 
stratégies actuellement à l'étude dans différents Etats membres. Cependant, plusieurs 
autorités nationales considèrent qu'il est difficile de faire des prévisions sensées en 
matière de calendriers comme de volumes de déchets de déclassement, et cela pour 
les raisons suivantes : 
- la durée de vie technologique d'une centrale pourrait être allongée d'une décennie 
supplémentaire selon des études en cours; 
- les politiques nationales de déclassement ne sont pas encore arrêtées; de 
nombreuses centrales nucléaires peuvent être mises à l'arrêt pour de longues durées 
à la fin de leur exploitation sans être démantelées ni partiellement, ni totalement; 
- le volume des déchets radioactifs qui résultera des 12 000 à 15 000 tonnes de 
matériaux (béton, métaux) issus du démantèlement d'une centrale de 1 000 MWe 
n'est pas bien connu. D'une part, le progrès technique, notamment, concernant les 
processus de décontamination, réduira le montant de déchets à stocker; d'autre 
part, les règles permettant d'exempter des contrôles réglementaires certains 
matériaux de démantèlement légèrement contaminés en sont encore au stade 
d'élaboration aux échelons national et communautaire. 
En ce qui concerne les combustibles irradiés déchargés des centrales 
nucléaires, dans lesquels la quasi-totalité de la radioactivité engendrée par l'utilisation 
de l'énergie nucléaire est confinée, leur production est estimée à 3 400 TML(l7) 
actuellement et diminuera à environ 3 000 TML par an en l'an 2000 pour l'ensemble 
de la Communauté (tableau IX). Ces chiffres sont une conséquence directe du 
ralentissement ou de l'arrêt des programmes nucléaires notamment au Royaume-Uni 
et en Italie, et de la limitation de la présente évaluation aux centrales nucléaires à 
l'arrêt, en fonctionnement ou commandées, les centrales projetées étant exclues. 
La majeure partie de ce combustible épuisé sera retraitée au cours de la présente 
décennie; il en résulte que plusieurs centaines de m3/an de déchets vitrifiés de haute 
activité seront produits dans l'ensemble de la Communauté. 
Le combustible irradié des réacteurs de recherche est constitué d'une quantité limitée 
de matières hautement enrichies et il se trouve principalement entreposé; ce fait et la 
variété des éléments de combustibles à traiter rendent difficile leur retraitement dans 
des grandes installations industrielles. 
(17) TML = Tonne de Métal Lourd. 
19 
CHAPITRE m 
SITUATION ACTUELLE ET PERSPECTIVES EN MATIERE DE 
PRATIQUES ET DE POLITIQUES DE GESTION DES DECHETS 
RADIOACTIFS DANS LA COMMUNAUTE 
La gestion des déchets radioactifs consiste à mettre en oeuvre une série d'actions 
coordonnées (tri, traitement, conditionnement, emballage, transport et entreposage) 
depuis la production des déchets à la source jusqu'à leur stockage final. Un schéma 
type de gestion de déchets radioactifs est indiqué à la figure 1. 
m.1. ORGANISATION ET STRUCTURE DE LA GESTION DES DECHETS 
RADIOACTIFS DANS LES PAYS DE LA COMMUNAUTE 
EUROPEENNE 
Les quatre partenaires principaux intervenant dans la gestion des déchets à l'échelon 
national peuvent être définis comme suit : 
- les producteurs de déchets radioactifs; 
- les organismes d'exécution responsables en tout ou en partie de la gestion des 
déchets dans chaque pays; 
- les autorités réglementaires; 
- le gouvernement. 
Les producteurs de déchets radioactifs sont enregistrés auprès des autorités 
réglementaires dans chaque pays. Les producteurs sont de manière générale 
responsables pour le conditionnement et l'emballage des déchets jusqu'à la livraison 
des colis sur le site de stockage. A partir de ce moment, la responsabilité des colis est 
assumée par l'exploitant du site de stockage. Cependant : 
- aux Pays-Bas, le producteur de déchets n'est responsable que de la certification que 
la nature, les propriétés, le niveau de radioactivité etc. des déchets sont conformes 
aux critères d'acceptabilité et aux spécifications requises pour le traitement 
centralisé et l'entreposage; 
- la règle générale de responsabilité indiquée ci-dessus peut ne pas s'appliquer aux 
producteurs de petites quantités de déchets, dénommés "petits producteurs"; dans 
ce cas le conditionnement des déchets est pris en charge soit par l'organisme 
compétent à l'échelon national, soit à l'échelon régional pour les états à structure 
fédérale comme l'Allemagne (stations de collecte des "Lander"). 
Dans le cadre réglementaire national, le stockage des déchets, et dans une mesure 
20 
variable leur gestion, est confiée à des organismes d'exécution ou agences nationales 
de gestion des déchets; elles existent depuis plusieurs années dans tous les Etats 
membres ayant des programmes d'énergie nucléaire. 
Leurs différentes tâches et compétences ont été décrites de manière assez détaillée 
dans le rapport précédent de 1987. Le tableau X résume la situation actuelle mise à 
jour jusqu'à 1991. Les organismes d'exécution acceptent les colis de déchets qui leur 
sont livrés par les producteurs pour entreposage et stockage si ces colis répondent aux 
critères d'acceptabilité. Ces critères sont cohérents avec les objectifs généraux de 
radioprotection et de sûreté nucléaire. L'assurance de qualité et les procédures de 
contrôle assurent la conformité aux critères d'acceptabilité. 
Depuis la publication du dernier rapport, il convient de noter : 
- l'indépendance octroyée à l'agence nationale française ANDRA, qui dépendait 
précédemment du Commissariat à l'Energie Atomique (CEA); 
- l'élargissement des compétences de l'agence nationale belge ONDRAF/NIRAS qui 
couvre désormais les opérations de déclassement; 
- le transfert du département compétent du "Physikalisch Technische Bundesanstalt 
(PTB)" au "Bundesamt fur Strahlenschutz (BfS)" en Allemagne; 
- le transfert des compétences de réglementation des déchets au Royaume-Uni aux 
"Her Majesty's Inspectorates of Pollution (HMIP et HMIPI)". 
Ces décisions gouvernementales reflètent un consensus national pour optimaliser 
l'organisation déjà existante et les strucutures opérationnelles liées à la gestion des 
déchets. 
Les autorités réglementaires sont responsables de l'élaboration du cadre 
réglementaire et du contrôle de son application ainsi que de l'octroi des permis pour 
les installations nucélaires, y compris les installations de gestion ou de stockage des 
déchets radioactifs. 
Enfin, les gouvernements sont compétents en matière de politiques nationales de 
gestion des déchets radioactifs et sont responsables en dernier ressort pour la sécurité 
à long terme en matière de stockage. Les trois autres partenaires agissent dans ce 
cadre. 
21 
Production de déchets à la source 
\k 
Tri par catégories 
Traitement 
(réduction de volume et/ou décontamination) 
vk 
Conditionnement 
immobilisation dans une matrice 
si imposée par les critères de stockage 
i 
Entreposage (stockage intérimaire) 
en attendant le stockage 
\r 
Transport 
vk 
Stockage en surface ou dans des formations géologiques profondes 
Figure 1. SCHEMA TYPE DE GESTION DES DECHETS RADIOACTIFS 
22 
m.2. PROGRAMMES DE RECHERCHE ET DE DEVELOPPEMENT 
UI.2.1.Programmes et budgets 
D'importants programmes de recherche et de développement portant sur la gestion et 
le stockage des déchets radioactifs ont été exécutés aux échelons national et 
communautaire depuis plusieurs années. La somme des connaissances accumulées est 
considérable0*9 et ne permet pas de douter que les déchets peuvent être gérés et 
stockés de manière sûre à l'échelle industrielle. 
Les programmes ont, dès lors, de plus en plus, un caractère de 
recherche/développement tourné vers la démonstration et sont orientés vers 
l'optimalisation de la gestion des déchets et la validation du concept de stockage en 
dépôt souterrain profond déjà en cours de développement (cf. chapitre III.6.3.). 
Une attention particulière est portée aux points suivants : 
- minimalisation des volumes de déchets à stocker, spécialement ceux contenant des 
radioéléments à longue vie (déchets alpha); 
- réduction des rejets d'effluents radioactifs dans l'environnement à un niveau 
nettement inférieur aux limites actuelles; 
- développement de dépôts souterrains profonds; sûreté du stockage. 
Le tableau XI donne un aperçu des budgets de recherche alloués par les Etats 
membres et par la Commission des Communautés européennes aux travaux de R&D 
dans le domaine de la gestion des déchets radioactifs. On observe que la tendance 
générale des trois dernières années a été de maintenir l'effort financier des recherches 
au même niveau ou même de l'augmenter. 
Il faut souligner que la coopération internationale est exceptionnellement poussée 
dans ce domaine particulier. La Commission des Communautés européennes s'est 
employée et continue à s'employer activement à promouvoir et à coordonner cette 
coopération entre Etats membres notamment par le truchement de son programme 
de R&D et de son Plan d'Action communautaire en matière de déchets 
radioactifs(19). 
in.2.2.Recherche avancée/Transmutation 
Certains programmes de recherche ont récemment été lancés pour examiner la 
faisabilité technique et les diverses implications du développement d'une stratégie de 
gestion avancée pour les déchets radioactifs - c'est-à-dire la possibilité de transmuter 
(18) Cf. par exemple les compte-rendus de la 3e conférence de la Communauté européenne 
sur la gestion et le stockage des déchets radioactifs, Luxembourg, 17-21 septembre 1990, 
rapport EUR 13389 EN (1991). 
(19) Résolution du Conseil du 18 février 1980 - JO C 51, p. X et communication de la 
Commission au Conseil COM(92)22 du 31 janvier 1992 concernant le renouvellement 
de ce plan. 
23 
les radioéléments à longue vie en radioéléments à courte vie. Une telle stratégie 
suppose, entre autres, 1 utilisation d'installations spéciales de retraitement pour la 
séparation des radioéléments en cause et de "brûleurs" spéciaux pour les transmuter 
(par exemple réacteurs surgénérateurs, accélérateurs, etc.). Cette stratégie serait 
susceptible d'améliorer la sûreté du stockage géologique. Des considérations sociales 
et des demandes politiques motivent également un effort dans ce domaine. Ceci s'est 
traduit à l'échelon national dans la récente loi française relative à la recherche en 
matière de gestion des déchets radioactifs^ et à l'échelon communautaire dans la 
teneur du présent programme de la Commission relatif à la R&D en matière de 
gestion des déchets radioactifs. 
D'un point de vue budgétaire, l'effort de recherche portant sur la transmutation est 
actuellement très limite. Parmi les Etats Membres qui se sont engagés dans cette voie, 
il y a notamment la France (30 personnes/an) et, dans une moindre mesure, les Pays-
Bas, l'Allemagne et éventuellement l'Italie. A l'extérieur de la Communauté, seuls le 
Japon (projet OMEGA) et l'ex-URSS ont des programmes de quelque importance. 
IIL3. APPROCHE GLOBALE ET PRINCIPES GENERAUX 
La gestion des déchets radioactifs couvre la collecte, le tri, le traitement, le 
conditionnement, le transport, l'entreposage et, enfin, le stockage des déchets. De 
nombreuses interactions relient ces opérations qui doivent être vues comme un 
système et traitées en conséquence. 
Une approche globale (fondée sur la notion de système) est actuellement utilisée à 
travers le monde pour identifier les nombreuses interactions entre les composantes du 
système : emballage, moyens de transport, installations d'entreposage ou de dépôt, 
site de stockage et son environnement 
Des retards dans la définition d'une composante du système peuvent donc avoir des 
conséquences sur le développement des autres composantes. Par exemple, si l'option 
stockage demeure ouverte, il peut être difficile de choisir une forme ou un emballage 
corrects pour les déchets, et il peut s'avérer nécessaire de fabriquer des emballages 
spéciaux convenant uniquement pour l'entreposage (stockage intérimaire). 
D est tenu compte de la démarche systémique dans les politiques de gestion des 
déchets des Etats membres. 
Les principes généraux, faisant l'objet d'un consensus international, fournissent le 
cadre de la gestion des déchets et de leur sûreté. Ils s'appliquent à la radioprotection, 
aux questions éthiques et sociologiques, à la protection de l'environnement et des 
ressources naturelles et aux garanties nucléaires. Une liste de ces principes est 
mentionnée ci-après. 
Les réglementations communautaires posent des orientations et des exigences 
communes dont sont dérivées bon nombre de mesures nationales. Ces dernières ont 
donc plusieurs caractéristiques communes, principalement dans le domaine de la 
radioprotection (cf. chapitre V). Les politiques et les stratégies de mise en oeuvre de 
la gestion des déchets radioactifs relèvent cependant des compétences nationales, de 
même que les moyens concrets d'assurer la sûreté technologique. D en résulte 
certaines différences dans les pratiques de gestion des déchets d'un pays 
à l'autre de la Communauté comme on le verra ci-dessous. 
(20) Loi n° 91-1381 du 30 décembre 1991. 
24 
PRINCIPES GENERAUX0» 
DOMAINE 
* Radioprotection 
a) Système de limitation de doses 
b) Système de contrôle 
Questions éthiques et 
sociologiques 
Protection de Tenvironnement 
et des ressources naturelles 
* Garanties nucléaires PRINCIPE 
-> JUSTIFICATION 
-> OPTOMALISATION DE LA 
PROTECTION (ALARA) 
-> LIMITATION DE LA DOSE 
INDIVIDUELLE 
-> NOTIFICATION 
-> ENREGISTREMENT 
-> AUTORISATION 
-> SOUCI D'AUTRUI 
-> PARTICIPATION DU PUBLIC 
-> POLLUEUR-PAYEUR 
-> INDEMNISATION 
(RESPONSABILITE CIVILE) 
-> PREVENTION DES 
DOMMAGES 
-> REPARATION DES 
DOMMAGES 
-> PROTECTION DES 
RESSOURCES NATURELLES 
-> PREVENTION DU 
DETOURNEMENT 
DE MATIERES NUCLEAIRES 
(2i) "Objectives, Standards and Criteria for radioactive waste disposal in the European 
Community." Report EUR 12570 EN (1989). 
25 
HI.4. Traitement et conditionnement 
Après collecte et tri appropriés, les déchets sont traités et conditionnés. D s'agit 
d'opérations de conversion industrielles visant à donner aux déchets une forme 
appropriée pour leur manutention, leur entreposage et leur stockage. 
Déchets de faible et moyenne activité 
Près de 92 % des quantités de déchets radioactifs produites actuellement dans la 
Communauté sont des déchets de faible et moyenne activité (cf. chapitre II). 
Les procédés de traitement et de conditionnement de ces déchets sont disponibles et 
des installations industrielles sont exploitées avec succès depuis le début des 
années 50. Une description générale de ces procédés et des installations 
correspondantes figure dans les rapports de 1983 et 1987. 
Le traitement prépare les déchets produits à la source pour le conditionnement; il 
consiste principalement en des opérations de : 
- compactage ou d'incinération dans le cas de déchets solides; 
- evaporation, d'échange d'ions et de précipitation chimique suivie d'une filtration 
dans le cas des déchets liquides. 
En ce qui concerne les déchets solides, les tendances décelées dans le rapport de 1987 
vers une minimalisation par supercompactage (pour les déchets non combustibles) et 
par incinération à haute temperature (pour les déchets combustibles) se sont 
confirmées. 
Le supercompactage ne pose pas de problèmes (il est basé sur une technologie 
établie faisant appel à des presses hydrauliques), ne perturbe pas l'environnement et 
est spécialement attrayant quand la disponibilité des sites de stockage est limitée. 
Par exemple, l'utilisation de techniques de supercompactage sur le site de stockage 
des déchets de faible activité de Drigg (Royaume-Uni) prolongera la vie de ce site 
jusqu'en 2050. Dans l'installation de stockage des déchets de faible activité du "Centre 
de l'Aube" en France, un supercompacteur de 1 000 tonnes sera opérationnel 
en 1992. Nombre de supercompacteurs ont déjà été vendus ou devraient l'être dans 
les Etats membres de la Communauté (Belgique, Allemagne, France, Italie, Espagne, 
Pays-Bas, Royaume-Uni). 
Dans plusieurs cas, le supercompactage est effectué par campagnes en utilisant des 
unités commerciales mobiles. Cependant, des installations fixes de supercompactage 
sont utilisées (ou pourraient l'être) en vue de compléter ou de remplacer le parc 
d'unités mobiles existantes. C'est le cas en Belgique où une grande installation fixe de 
supercompactage accompagnée des installations complémentaires nécessaires 
(entreposage, prétraitement, cimentation, contrôle) doit être opérationnelle 
avant 1995. Des facteurs de réduction de volume allant jusqu'à 10 peuvent être 
atteints à condition que les déchets solides soient préalablement tries (cf. 
tableau XII). En Italie, le supercompactage des déchets de faible activité - avec des 
(6) 
26 
facteurs de réduction de volume s'étalant de 3 à 6 - est couramment pratiqué dans 
des unités mobiles et fixes. 
L'incinération peut produire des facteurs*22* de réduction de volume bien plus élevés, 
après ségrégation adéquate de la partie combustible des déchets. Malgré cela, les 
incinérateurs de grande taille se développent à un rythme plus faible que les 
supercompacteurs, en raison de leurs coûts élevés et de la nécessité d'utiliser des 
systèmes complexes de dépollution des gaz de combustion (lavage, filtration) et ce, 
spécialement dans le cas de l'incinération de déchets d'activité spécifique relativement 
élevé ou contenant des émetteurs alpha. En outre, la stabilité à long terme des 
matrices d'enrobage des cendres d'incinération n'a pas encore été démontrée ; elle 
fait actuellement 1 objet de recherches (cf. tableau XIII). 
Enfin, les efforts réalisés, au cours des dernières années, par les producteurs 
d'électricité en vue de minimaliser les quantités de déchets par la mise en place de 
technologies adéquates et par une formation appropriée de leur personnel, ont 
contribué notablement à réduire la production de déchets à la source. Par exemple, 
en France, la production moyenne de déchets solides provenant de l'exploitation des 
centrales nucléaires a décru d'environ 8 % par an, en chutant de 70 mvTWh en 1984 
à 40 mVTWh en 1990. 
En ce qui concerne les déchets liquides, de nombreuses installations conçues pour 
améliorer les facteurs de décontamination ont récemment été mises en service; on 
peut citer, en particulier, l'installation de traitement SIXEP ("Site Ion Exchange 
Effluent Plant ) qui a été rendue opérationnelle à Sellafield en 1985 pour la 
décontamination des déchets liquides de faible activité issus du retraitement. Cette 
très grande installation utilise un procédé basé sur l'échange d'ions qui permet 
maintenant de réduire la quantité de radioactivité rejetée en mer à seulement 
quelques pourcents de celle qui était rejetée dans les années 70. Les procédés de 
décontamination par floculation/coprécipitation sont utilisés depuis plusieurs années 
au CEN/SCK de Mol (Belgique). D'autres procédés très efficaces sont en cours de 
mise au point, tels que l'ultrafîltration (procédés de séparation par membrane) ou des 
procédés faisant usage d'agents complexants pour séparer les radioéléments les plus 
importants. L'amélioration de la séparation solide/liquide qui résultera de 
l'introduction de ces procédés permettra de réduire le volume des boues actives et 
aboutira également à baisser le niveau de radioactivité des effluents. 
Le conditionnement convertit les déchets traités en produits capables de limiter à de 
très faibles niveaux les risques de dispersion des radioéléments au cours des 
opérations de manutention et de transport ou par contact avec l'eau ou d'autres 
agents externes après stockage. A cet effet, les déchets traités sont le plus 
fréquemment incorporés dans des matrices qui se solidifient en blocs ou en structures 
possédant, avec ou sans conteneurs externes, les caractéristiques requises de sûreté 
(bonne résistance mécanique, résistance au feu, tenue satisfaisante à long terme, etc.). 
Les matrices les plus fréquemment utilisées dans la Communauté sont les suivantes : 
- les ciments qui sont employés depuis les années 50 principalement pour les déchets 
de faible activité; 
- les bitumes, introduits entre 1960 et 1965, qui sont utilisés par certains Etats 
membres (Belgique, France, Danemark); 
(22) 20 à 40. 
27 
- les polymères récemment utilisés. 
Des efforts considérables, y compris dans le cadre des programmes de recherche 
communautaires, ont été réalisés afin d'améliorer les caractéristiques des déchets 
solidifiés dans le ciment, en vue d'assurer leur bonne tenue à long terme en conditions 
d'entreposage ou de stockage, et d'élargir le domaine d'utilisation de cette matrice. 
Les résultats positifs obtenus et la simplicité de leur emploi font des matrices à base 
de ciment les matrices les plus répandues aujourd'hui pour le conditionnement des 
déchets de faible et moyenne activité. 
Les méthodes de traitement utilisées pour les déchets de faible et moyenne activité 
paraissent dans l'ensemble répondre de manière satisfaisante aux exigences actuelles 
de l'industrie de l'énergie nucléaire comme aux exigences de sûreté des autorités 
réglementaires. Bien que ces opérations soient effectuées depuis plusieurs décennies, 
elles continuent à bénéficier substantiellement des progrès technologiques. 
Déchets alpha 
Une proportion d'environ 8 % des déchets radioactifs produits dans la Communauté 
consiste en produits contaminés par des radioéléments à longue vie principalement 
des émetteurs alpha, tels que le plutonium, l'améndum et le neptunium. En dépit 
des efforts de R&D considérables qui ont porté sur la mise au point de meilleurs 
procédés de traitement et de conditionnement, une part importante de ces déchets 
continue à être entreposée sans avoir été traitée principalement en raison du manque 
de critères d'acceptabilité bien définis pour le stockage des déchets contenant des 
émetteurs alpha (sauf les déchets de haute activité) dans des formations géologiques. 
Cette absence de critères (qui découle elle-même de la non-disponibilité d'installations 
de stockage souterraines dans un avenir proche) a conduit à recentrer les programmes 
actuels de recherche sur le développement de procédés de decontamination à haute 
performance susceptibles de permettre la déclassification des déchets alpha du point 
de vue de leur mode de stockage. Autrement dit, des efforts ont été faits en vue de 
réduire la teneur en émetteurs alpha d'un certain nombre de déchets afin que ces 
derniers puissent ensuite satisfaire aux critères d'acceptabilité du stockage en surface 
ou au voisinage de la surface. A cet égard, plusieurs procédés avancés de traitement 
de déchets liquides et solides contenant des émetteurs alpha sont en cours de 
développement. Certains d'entre eux ont atteint l'échelle pilote active. 
Pour les déchets alpha qui - à première vue - ne pourraient pas être declassifies à 
l'aide des technologies actuelles, les efforts de recherche sont menés en direction de 
l'élaboration de techniques de réduction de volume. D convient de mentionner, à ce 
propos, le procédé de fusion étudié par le CEN/Valrhô pour les coques de 
combustibles usés (fonctionnement d'un prototype industriel inactifl et le prochain 
démarrage en actif de EARP ("Enhanced Actinide Removal Plant"), : installation 
destinée au traitement des déchets liquides de faible et moyenne activité de Sellafield 
(capacité : 250 m3/jour). 
Il faut enfin souligner que des améliorations importantes peuvent être obtenues dans 
la gestion des déchets alpha en faisant appel à des technologies adaptées pour réduire 
leur production à la source. Une illustration en est donnée par l'expérience 
récemment acquise par Belgonucléaire dans l'exploitation de l'usine de fabrication de 
combustibles à oxydes mixtes de Dessel (Belgique) où on a enregistré une réduction à 
la fois de la teneur en plutonium (de 80 %) et des volumes de déchets solides 
contenant du plutonium (de 10 à 15 %) après introduction d'une quatrième barrière 
de confinement dans la chaîne de fabrication du combustible. 
28 
Déchets de haute activité 
Produit au cours des opérations de retraitement, ce type de déchets contient la quasi-
totalité de la radioactivité produite au cours du fonctionnement des centrales 
nucléaires. Le conditionnement des déchets de haute activité est habituellement 
effectué dans des grandes usines commerciales de vitrification situées en France et au 
Royaume-Uni (Marcoule, La Hague et Sellafield). Ces trois usines utilisent le même 
procédé de vitrification basé sur l'utilisation d'un four rotatif. De plus, une usine de 
vitrification de démonstration utiUsant un four de fusion en céramique a été construite 
sur le site de Dessel en Belgique. Elle a d'abord fonctionné pour conditionner les 
déchets de haute activité d'Eurochemic, et elle est destinée à être utilisée ensuite 
pour la vitrification des déchets de haute activité de WAK produits dans le passé à 
Karlsruhe (Allemagne). 
IIL5. TRANSPORT DES DECHETS RADIOACTIFS 
HL5.1. Dispositions régissant le transport des matières nucléaires en général 
Le transport des matières nucléaires est régi depuis de nombreuses années par les 
dispositions de l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA) dont les Etats 
membres de la Communauté ont tenu compte dans leur législation nationale. 
Philosophie des règlements et des exigences réglementaires de base 
Les prescriptions figurant dans les règlements de l'AIEA visent essentiellement à 
assurer que, lors du transport de matériaux radioactifs, il est satisfait aux quatre 
exigences de sûreté de base suivantes : 
a. confinement approprié des matériaux radioactifs; 
b. contrôle approprié des rayonnements émis par les matériaux; 
c. dissipation sûre de la chaleur engendrée par le processus d'absorption du 
rayonnement; 
d. prévention de la criticalité, si des matières fissiles sont présentes. 
Les règlements de l'AIEA répondent à chacune de ces exigences en prescrivant des 
limites de niveau d'irradiation et de dispersion des radioéléments pour les conditions 
de transport normales et accidentelles. Plutôt que de rechercher a faire respecter ces 
dispositions par le biais de l'utilisation de véhicules ou d'itinéraires spéciaux, ces 
règlements s appuient sur le fait que la protection contre les risques présentés par les 
matériaux radioactifs transportés puisse être principalement assurée par le conteneur 
dans lequel ils sont transportés. D'autre part, la conception du conteneur de transport 
doit tenir compte des impératifs de sûreté et des garanties nucléaires liés à la nature 
et à la quantité des matériaux radioactifs transportées y compris en cas d'accident 
grave. Les règlements édictent des normes d'habilitation que les conteneurs doivent 
satisfaire indépendamment du mode de transport utilisé. 
Chaque fois que le niveau de radioactivité du colis dépasse des valeurs spécifiées, les 
normes d'habilitation prévoient la mise en oeuvre de tests destinés à démontrer que 
les conteneurs utilisés sont capables de résister aux conditions de transport, y compris 
en cas d'accident. Ces normes requièrent, également, une évaluation indépendante et 
la délivrance d'un certificat de conformité par les autorités compétentes. En outre, les 
règlements stipulent que les autorités compétentes prévoient et organisent des 
mesures d'intervention d'urgence à observer en cas d'accident au cours du transport. 
29 
La responsabilité première de la sûreté incombe à l'expéditeur des matériaux 
radioactifs qui doit déclarer dans les documents de transport qu'ils sont emballés, 
marqués et étiquetés conformément aux règlements applicables. Ceci permet de faire 
reposer la responsabilité du transport des matériaux radioactifs sur la personne la plus 
susceptible de connaître les risques associés à ce transport comme des moyens à 
mettre en oeuvre pour faire face aux accidents. La responsabilité n'est mise à charge 
du transporteur que dans une mesure bien moindre; celui-ci doit prendre les 
précautions appropriées en vue de protéger les travailleurs et le public au cours du 
transport, par exemple en assurant un arrimage correct. 
Les règlements imposent des mesures contraignantes d'assurance de qualité afin 
d'éviter le non-respect par inadvertance des prescriptions de sûreté, de même que 
l'organisation de plans d'intervention d'urgence appropriés en vue d'atténuer les 
conséquences d'accidents ou d'incidents. L'efficacité et le caractère global du système 
de réglementation recommandé par l'AIEA ont été des facteurs importants de 
réussite de son application à l'échelle mondiale. 
EDL5.2. Transport des déchets radioactifs dans la pratique 
Transport des déchets radioactifs 
La plupart des déchets radioactifs sont transportés sous forme solide. Cependant, 
pour le transport de déchets liquides, des conteneurs blindés spécialement conçus à 
cette fin sont régulièrement utilisés dans plusieurs Etats membres. 
Le transport s'effectue essentiellement du lieu de production des déchets vers 
l'installation d'entreposage centralisé ou de stockage. La fréquence des transports 
dépend beaucoup des situations nationales. En Belgique, par exemple, environ 
200 transports de déchets non conditionnés ont eu lieu en 1989 et 1990, et 
115 transports de déchets conditionnés ont été effectués en 1990, la plupart d'entre 
eux depuis les sites de centrale nucléaire jusqu'à l'installation d'entreposage centralisé 
de Belgoprocess. Le dossier du transport des matériaux radioactifs dans les Etats 
membres est excellent depuis des années, ce qui montre que la technologie est bien 
maîtrisée. 
A l'instar de toutes les autres catégories de matériaux radioactifs, le transport des 
déchets radioactifs est régi par les dispositions et règlements rappelés ci-dessus. 
En ce qui concerne la Communauté, l'article 2 du Traité Euratom*23* inclu le 
transport des substances radioactives dans son champ d'application. La directive 
correspondante ne contient cependant que des exigences générales applicables à toute 
activité entraînant un risque hé aux rayonnements ionisants. 
Transports transfrontaliers de déchets radioactifs 
En janvier 1988, plusieurs allégations furent présentées concernant les mouvements de 
déchets radioactifs en particulier entre la Belgique et l'Allemagne. La Commission a 
noté que les moyens physiques utilisés pour le transport des déchets à faible et 
(23) L'article 2b du Traité Euratom prévoit que la Communauté établit des normes de 
sécurité uniformes pour la protection sanitaire de la population et des travailleurs, et 
veille à leur application. 
30 
moyenne activité étaient conformes aux prescriptions de l'AIEA et assuraient un 
niveau adéquat de sûreté en tout temps. Il est apparu cependant que le contrôle des 
mouvements de déchets par les autorités compétentes méritait d'être amélioré dans 
quelques cas particuliers. 
Faisant suite à une demande du Parlement européen, la Commission a présenté le 
1er décembre 1989(24), au Conseil des ministres de la Communauté européenne une 
proposition de directive ajoutant le transport des déchets radioactifs aux activités pour 
lesquelles une autorisation préalable est requise et établissant un système commun de 
notification et d'envoi destiné à éviter tout risque lié à une perte de contrôle des 
déchets radioactifs par les autorités nationales. Cette directive a été adoptée par le 
Conseil le 3 février 1992. 
Le mouvement international des déchets radioactifs a aussi été traité à l'échelon 
communautaire. La quatrième Convention ACP-CEE^ signée à Lomé le 
15 décembre 1989 traite en son article 39 du mouvement international des déchets 
dangereux et des déchets radioactifs. Les dispositions prévoient notamment que "la 
Communauté interdit toutes les exportations directes et indirectes de déchets 
dangereux et de déchets radioactifs vers les 68 Etats ACP tandis que simultanément 
les Etats ACP interdisent l'importation directe ou indirecte sur leur territoire de ces 
mêmes déchets en provenance de la Communauté ou de tout autre pays. Ces 
dispositions ne font pas obstacle à ce qu'un Etat membre vers lequel un Etat ACP a 
décidé d'exporter des déchets pour traitement de réexporter les déchets traités vers 
l'Etat ACP d'origine". 
La même question a également été abordée au niveau mondial; un code de bonne 
conduite de l'AIEA relatif aux mouvements transfrontaliers internationaux de déchets 
radioactifs a été adopté en 1990 par 112 Etats membres de l'AIEA. Ce code - qui 
n'est juridiquement pas contraignant - affirme le droit souverain de chaque pays à 
interdire le mouvement de déchets radioactifs à l'entrée, à la sortie ou au travers de 
son territoire. D exige en outre que les mouvements transfrontaliers de déchets 
radioactifs aient heu conformément aux normes de sûreté acceptées 
internationalement, et seulement après notification préalable et consentement des 
Etats expéditeurs, receveurs et de transit. 
m.6. ENTREPOSAGE ET STOCKAGE DES DECHETS RADIOACTIFS ET 
DES COMBUSTIBLES IRRADIES 
HL6.1. Introduction 
En ce qui concerne les opérations de stockage qui constituent l'étape-clé et finale de 
tout mode de gestion des déchets radioactifs, la situation d'ensemble ne s'est pas 
sensiblement modifiée depuis 1987. D'une part, le moratoire sur le rejet en mer de 
déchets radioactifs(26) est encore en vigueur et le rejet en mer n'est dès lors plus 
(24) JO n° C 5 du 10 janvier 1990, p. 7. 
(25) Pays Africains, des Caraïbes et du Pacifique. 
w Ce moratoire a fait l'objet d'un accord obtenu sur une base volontaire, par toutes les 
parties adhérentes à la Convention sur la prévention de la pollution marine par 
l'immersion de déchets et d'autres matières ("Convention de Londres") en 1983, il est 
encore en vigueur en attendant l'achèvement de diverses études prévues pour 1993. 
31 
pratiqué. D'autre part, une seule installation de stockage au voisinage de la surface a 
été mise en service, à savoir le "Centre de l'Aube" (qui devrait progressivement 
remplacer le "Centre 
de la Manche" presque saturé) pour le cas spécifique des déchets à basse et moyenne 
activité (France). Un autre dépôt en surface, devant entrer en service au début de 
1992, est en construction à "El Cabril" en Espagne. Nombre de considérations et de 
principes généraux qui régissent la sélection des installations d'entreposage et de 
stockage ainsi que des descriptions des installations en service ont déjà été esquissés 
dans le rapport précédent. On ne les répétera donc pas ici. 
Il faut cependant mentionner que le malaise du public concernant l'industrie nucléaire 
en général, déjà noté en 1987, a continué au cours des dernières années et a conduit 
au développement de fortes oppositions locales vis-à-vis de la mise en place 
d'installations de stockage de déchets radioactifs. Il en a résulté une multiplication 
d'actions en justice et de moratoires qui ont considérablement retardé la construction 
et/ou l'exploitation de dépôts voire d'installations expérimentales et pilotes en 
profondeur pour les déchets radioactifs. Dans certains cas, comme aux Pays-Bas, 
l'opposition du public a même affecté l'exploitation d'une installation d'entreposage 
centralisé. 
Même si des différences notables existent entre les Etats Membres, une des 
conséquences de cette situation est l'accroissement de la quantité de combustibles 
usés entreposés sur les sites des centrales. Cette situation a également contribué au 
développement de techniques de réduction de volume très performantes (p.e. 
incinération et supercompactage) pour économiser de l'espace pour l'entreposage. 
D'autres conséquences ont trait à une recherche accrue pour mieux informer le public 
concernant les risques potentiels associés aux sites de stockage; à des efforts 
supplémentaires en vue d'améliorer la sûreté des dépôts, ainsi que la qualité de la 
documentation y afférente; à des études de stratégies avancées de gestion permettant 
une réduction de l'inventaire des radioéléments à longue vie devant être stockés dans 
le futur (cf. chapitre III.2.2.). 
D convient finalement de mentionner que le stockage direct des combustibles usés -
spécialement les combustibles "exotiques" - fait l'objet d'une attention accrue dans la 
plupart des Etats membres. 
IIL6.2. Entreposage 
HL6.2.1. Colis de déchets radioactifs de basse et moyenne activité 
Il y a fondamentalement deux voies principales d'entreposage des colis de déchets 
radioactifs de basse et moyenne activité : soit sur le site de production, soit dans une 
installation centralisée. Les deux voies sont utilisées dans la Communauté européenne. 
Ainsi qu'il est mentionné dans le tableau XIV, les Etats membres n'ayant qu'une 
capacité nucléaire installée réduite semblent montrer une préférence pour 
l'entreposage centralisé. 
Espagne 
L'installation d'entreposage centralisé de "El Cabril" se compose de modules qui, à la 
fin de 1990, ont reçu quelque 2 900 m3 de déchets conditionnés, principalement des 
colis de déchets provenant des activités des petits producteurs et de la CIEMAT. Les 
colis de déchets provenant de certaines centrales nucléaires sont entreposés depuis 
1988. Quelque 12 000 m3 sont encore entreposés sur les sites des réacteurs. 
32 
Pays-Bas 
Depuis 1984, l'option faisant appel à l'entreposage centralisé à long terme (100 ans) 
pour tous les types de déchets radioactifs a été adoptée par le gouvernement. A cet 
effet, une installation a été érigée par la COVRA, d'abord de manière provisoire à 
Petten, puis définitive près de Borsele. Cependant, en raison des oppositions locales, 
le début des opérations d'entreposage a été quelque peu retardé. À la suite d'une 
décision positive du Conseil d'Etat, l'exploitation de 1 installation d' entreposage des 
déchets radioactifs a débuté à la fin de 1991. 
Belgique 
Tous les types de déchets (issus des centrales nucléaires, de la fabrication des 
combustibles MOX, des recherches médicales ...) sont entreposés actuellement à 
Mol/Dessel de manière centralisée. 
A l'heure actuelle, 8 300 m3 de déchets de faible activité sont entreposés. Des déchets 
de moyenne activité conditionnés (2 750 m3) provenant du retraitement des 
combustibles irradiés par Eurochemic sont entreposés dans un bâtiment appelé 
"Eurostorage". La capacité d'entreposage restante disponible de ce bâtiment (plus de 
1 000 m3) est maintenant utilisée pour des déchets de moyenne activité provenant de 
l'exploitation des réacteurs. 
Une installation supplémentaire d'entreposage spécialement affectée aux déchets de 
retraitement provenant de l'étranger est en cours de construction à Dessel. Elle 
devrait être opérationnelle en 1993. 
Royaume-Uni 
Excepté pour les déchets solides de basse activité répondant aux critères 
d'acceptabilité établis pour le site de stockage en surface ou au voisinage de la surface 
de Dngg, qui est la propriété de BNFL> tous les types de déchets sont actuellement 
entreposés sur les sites de production. Une installation de stockage géologique à 
grande profondeur est cependant prévue pour recevoir les déchets à la fois de faible 
et de moyenne activité. 
France 
Compte tenu de l'exploitation actuelle de deux sites de stockage au voisinage de la 
surface pour les déchets à faible et moyenne activité ("Centre de la Manche et 
"Centre de l'Aube"), les opérations d'entreposage concernent principalement les 
déchets alpha et une partie des déchets de faible activité provenant des petits 
producteurs pour lesquels un tri et une période de décroissance radioactive peuvent 
être nécessaires avant rejet ou traitement. Dans ce dernier cas, deux sites 
d'entreposage centralisés sont disponibles (CEN/Saclay et Tricastin). 
Allemagne 
Dans l'attente de la mise en service de la mine de Konrad ou de la réouverture du 
site de stockage de Morsleben, plusieurs installations d'entreposage pour les déchets à 
faible et moyenne activité sont en cours d'exploitation à différents endroits. Une 
partie des colis de déchets des réacteurs est entreposée sur les sites de production, 
une autre partie est entreposée dans les installations de Gorleben et de Mitterteich. 
Les capacités d'entreposage existantes sont suffisantes pour couvrir les besoins des 
prochaines années. 
33 
Italie 
Tous les colis de déchets radioactifs produits au cours de l'exploitation passée des 
réacteurs/installations nucléaires sont entreposés sur les sites de production. 
Danemark* Portugal* Grèce 
L'entreposage est pratiqué dans des installations centralisées (Ris0, Sacavém et 
Demokritos). 
EQ.6.2.2. Déchets vitrifiés de haute activité 
Depuis la publication du rapport de 1987, les capacités de retraitement disponibles 
pour les combustibles eau-légère dans la Communauté européenne ont augmenté 
d'approximativement 1 000 tonnes par an (principalement en raison de l'exploitation 
de UP2 400 à sa capacité normale et de la récente mise en service de l'installation 
UP3 de retraitement à La Hague en France). En conséquence, des quantitées accrues 
de déchets vitrifiés de haute activité contenant la plupart des produits de fission et les 
radioéléments à longue vie sont actuellement produites et entreposées (cf. 
tableau VIII). 
Afin de permettre à une grande partie de la chaleur et de la radioactivité de 
décroître, ce type de déchets doit être entreposé pendant plusieurs décennies soit sur-
site (par exemple Sellafield au Royaume-Uni, Dessel en Belgique, La Hague, 
Marcoule en France) soit dans des installations appropriées situées dans les Etats 
membres propriétaires des combustibles usés retraités à l'étranger (cf. tableau XV). 
Dans la plupart des cas, le concept général de l'entreposage des déchets vitrifiés de 
haute activité est basé sur l'empilement de blocs de verre dans des tubes doubles en 
acier refroidis par une circulation naturelle d'air. 
Les entrepôts sont construits selon une conception modulaire qui peut être aisément 
étendue en vue de répondre aux besoins futurs. 
HL6.2.3. Combustibles irradiés 
Les politiques des Etats membres en matière de gestion des combustibles irradiés ne 
se sont pas modifiées de manière substantielle depuis 1987 étant donné qu'aucun 
autre pays ne s'est joint à l'Espagne dans sa décision de ne plus retraiter la plupart 
des combustibles usés ni à l'Allemagne qui souhaite exclure du retraitement des 
combustibles usés particuliers. D'un autre côté, le retraitement précoce des 
combustibles irradiés n'a pas trouvé davantage d'adeptes supplémentaires. Nombre de 
pays ont choisi d'"attendre et voir" et procèdent donc à l'entreposage des combustibles 
irradiés pour au moins plusieurs décennies. 
L'entreposage des combustibles irradiés est effectué le plus souvent dans des piscines, 
sur les sites des réacteurs, pendant plusieurs mois ou plusieurs années, afin de 
permettre au combustible de se refroidir avant d'être transféré dans une autre 
installation d'entreposage. 
Cependant, même avec un contrôle approprié des conditions d'entreposage, c'est-à-
dire des caractéristiques chimiques de l'eau des piscines et des autres aspects 
physiques du confinement, le combustible Magnox (produit au Royaume-Uni) peut 
seulement être entreposé pendant environ trois ans en raison du type particulier de 
gaines de combustible utilisées et en raison de l'uranium métallique lui-même. 
L'augmentation de la durée d'entreposage de ce type de combustible peut être 
réalisée " à sec". 
On note un accroissement de l'intérêt porté à l'entreposage à sec des combustibles 
irradiés eau-légère, spécialement lorsque l'on vise des longues périodes d'entreposage 
(dépassant quelques décennies). On prévoit certaines applications de l'entreposage a 
34 
sec au Royaume-Uni pour les combustibles AGR027* (réacteurs avancés refroidis au 
gaz). 
L'Allemagne envisage également l'option de l'entreposage. Cependant, en raison 
d'oppositions locales ayant conduit à des actions en justice, les installations 
d'entreposage construites à Gorleben et à Ahaus ne sont toujours pas 
approvisionnées. 
En Espagne, le processus de conception et d'autorisation d'un conteneur métallique à 
double usage (entreposage/transport) vient de débuter. Ces conteneurs pourraient 
être utilisés pour l'entreposage intérimaire des combustibles irradiés soit sur le site du 
réacteur soit hors de ce site. 
Les capacités totales d'entreposage de combustibles irradiés (c'est-à-dire sur-site et 
dans des installations centralisées) actuellement disponibles au sein des Etats 
membres sont énumérés au tableau XVI. 
HL63. Stockage des déchets radioactifs 
HL6.3.1. Sites de stockage en surface ou au voisinage de la surface 
France 
Cette option de stockage pratiquée par la France a fortement évolué depuis 1987. 
Tout d'abord, en raison de la mise hors service progressive du "Centre de la Manche" 
où seront finalement stockés un demi-million environ de m3 de colis de déchets 
radioactifs contenant des radioéléments à vie courte, un nouveau site de stockage au 
voisinage de la surface destiné à recevoir le même type de colis de déchets radioactifs 
- nommé le "Centre de l'Aube" - a été construit. Ce site devrait recevoir jusqu'à un 
million de m3 de colis de déchets radioactifs. L'exploitation du site de stockage du 
"Centre de l'Aube" a commencé au début de 1992. 
Espagne 
Un projet similaire, incorporant des variations de conception spécifiques, a été 
entrepris en Espagne sur le site de "El Cabril" où un dépôt à faible profondeur se 
trouve à un stade avancé de construction. La possibilité de récupérer les colis de 
déchets en cas de nécessité est une des caractéristiques spécifiques principales de 
l'installation. Celle-ci aura une capacité équivalente d'environ 50 000 m3 de colis de 
déchets radioactifs, et son exploitation devrait commencer vers la mi-1992. 
Royaume-Uni 
Depuis 1987 au Royaume-Uni, l'installation de stockage en surface de "Drigg" a 
continué de recevoir des colis de déchets de faible activité. Il convient cependant de 
noter que de nouvelles limites ont été fixées en 1988 concernant les activités 
spécifiques des colis de déchets (4 GBq alpha/tonne et 12 GBq beta-gamma/tonne) et 
concernant les quantités totales de groupes de radioéléments stockés sur le site en 
une année. En outre, l'installation Drigg" a été perfectionnée en ce sens que les 
tranchées ont été remplacées par un système de casemates en béton visant à 
améliorer la sûreté globale des opérations de stockage. La première casemate en 
béton a été mise en service en janvier 1989. 
(27) Les combustibles Magnox de Wylfa sont déjà entreposés dans un environnement gazeux. 
35 
D faut enfin signaler que les recherches concernant des sites de stockage 
supplémentaires à faible profondeur pour les déchets de faible activité au Royaume-
Uni ont été arrêtées en 1987 à la suite d'une décision gouvernementale considérant 
que, après que les quantités permises de stockage sur le site de Drigg auront été 
atteintes, les déchets de faible activité devront être stockés dans un dépôt à grande 
profondeur conjointement avec des déchets de moyenne activité et des déchets alpha. 
Belgique 
Diverses options de stockage en surface ou au voisinage de la surface pour les déchets 
de faible activité conditionnés font actuellement l'objet d'investigations. La décision 
finale concernant le système de stockage à prendre en considération est prévue au 
plus tôt pour fin 1992, en vue de commencer l'exploitation d'un dépôt d'ici la fin du 
siècle. 
Des études sont en cours en Belgique pour déterminer la base conceptuelle d'un site 
possible, ainsi que les limites d'acceptabilité préliminaires auxquelles les déchets 
devront se conformer. 
Sur la base d'un examen préliminaire de sûreté, une première sélection de sites 
pourrait être réalisée conduisant, après approbation du rapport de sûreté par les 
autorités, à la construction et à la mise en service d'un site de stockage à la fin des 
années 90. 
EDL6.3.Z Dépôts à grande profondeur 
On peut en principe distinguer deux sortes de dépôts à grande profondeur; ceux qui 
sont affectés au stockage des déchets non thermogènes et ceux qui devraient recevoir 
toutes les catégories de déchets y compris les déchets de haute activité vitrifiés et les 
combustibles irradiés. Bien qu'aucun dépôt à grande profondeur ne soit actuellement 
opérationnel dans la Communauté européenne, il est bien possible qu'avant la fin du 
siècle, des installations de stockage situées dans des mines désaffectées (en 
Allemagne) soient mises ou remises en fonctionnement pour les déchets non 
thermogènes, à condition que des questions politiques ne retardent pas davantage 
l'octroi des licences d'exploitation. Pour les dépôts à grande profondeur devant être 
creusés dans des formations géologiques (dômes de sel, argile, schiste, formations 
granitiques), des études progressent dans le cadre de la construction et/ou de 
l'exploitation de laboratoires souterrains dont on prévoit qu'elles dureront encore 
plusieurs décennies. Il convient de mentionner que, sous le parrainage de la 
Commission des Communautés européennes, une coopération étroite et féconde entre 
les agences chargées d'exploiter les laboratoires souterrains, a été établie et que le 
programme R&D de la Commission soutient financièrement la recherche concernant 
les installations pilotes souterraines. 
La situation dans chaque Etat membre concernant la construction de dépôts à grande 
profondeur est décrite ci-après. 
Allemagne 
A la suite d'actions en justice menées par le gouvernement de Basse-Saxe, 
l'avancement de la procédure administrative pour l'ouverture d'un dépôt dans la mine 
de Konrad a subi un retard considérable. Après ouverture au public (entre le 16 mai 
et le 15 juillet 1991) des documents relatifs au programme des travaux, la procédure 
juridique suivie ("Planfeststellungsverfahren") en est maintenant au stade de l'examen 
des commentaires et des questions. La discussion publique de tous les arguments aura 
probablement lieu début 1992. En conséquence, l'exploitation de ce dépôt à grande 
profondeur pour les déchets non thermogènes n'est pas prévue avant le milieu des 
années 90. La capacité de dépôt de la mine de Konrad s'élève à approximativement 
un million de m3 de colis de déchets radioactifs. La mine désaffectée comprendra six 
zones d'emplacement différentes, chacune d'entre elles étant subdivisée en plusieurs 
36 
galeries de stockage ayant une section transversale moyenne de 40 m2 et une longueur 
allant jusqu'à 1 000 m. 
Pour le site de Gorleben qui devrait recevoir tous les types de déchets, y compris les 
déchets thermogènes, les investigations en surface sont presque achevées. 
L'exploration en sous-sol du dôme de sel de Gorleben se poursuit. Deux puits d'accès 
sont en cours de forage. La fin des études en sous-sol est prévue pour la fin de la 
décennie 90, de même qu'une évaluation générale des performances du dôme de sel 
de Gorleben pour le stockage des déchets radioactifs. L'exploitation de l'installation 
ne devrait pas commencer avant 2008. Cependant, il faut faire remarquer qu'à l'instar 
de la mine de Konrad, l'avancement des études et la procédure d'autorisation sont 
fortement dépendantes de problèmes politiques qui pourraient donner lieu à des 
retards supplémentaires. 
La mine désaffectée de Morsleben - qui a été exploitée comme dépôt à grande 
Êrofondeur pour les déchets de basse et moyenne activité dans l'ex-République 
)émocratique Allemande (14 300 m3 de déchets radioactifs solides et liquides ainsi 
qu'environ 5 800 sources radioactives y ont déjà été stockées) - a été fermée à la suite 
d'une décision de la Cour dé justice de Magdebourg en février 1991. En outre, le 
ministre fédéral allemand compétent a ordonné d'arrêter toutes les opérations de 
stockage tant qu'une recommandation positive n'aura pas été donnée par la 
Commission de sûreté des réacteurs. 
Enfin, il convient de mentionner que, en soutien aux études expérimentales réalisées à 
Gorleben, un important programme de R&D est en cours d'exécution dans la mine 
de sel de Asse. 
Ce programme porte sur : 
- le développement et l'expérimentation de techniques de dépôt pour les colis de 
déchets de moyenne activité (contenant des résidus de dissolution ainsi que des 
coques et embouts) et pour les éléments de combustibles irradiés de réacteur à 
haute température (projet MAW); 
- des essais de stockage de 30 blocs de verre de déchets de haute activité simulés 
tracés avec des quantités déterminées de césium et de strontium pour lesquels des 
retards considérables se sont produits : cinq années actuellement en raison de 
problèmes d'autorisation (projet HAW); 
- une expérience de démonstration du stockage direct d'éléments de combustibles 
irradiés (essai TSS); 
- la mise au point d'une barrière ouvragée dans les galeries. 
Belgique 
La construction et l'exploitation d'un laboratoire souterrain (galerie d'essai de 67 m 
de long avec un diamètre intérieur de 3,5 m) dans la couche d'argile située sous le 
site de Mol à une profondeur de 225 m sont en cours depuis 1984 (projet HADES). 
A ce propos, différents domaines de recherche ont fait déjà l'objet d'études, 
notamment : 
- la surveillance des efforts à long terme subis par le revêtement d'une galerie de 
stockage; 
- l'impact combiné de la chaleur et de l'irradiation sur la masse argileuse du site de 
Mol; projet CERBERUS ("Control Experiment with Radiation for the Belgian 
Repository for Underground Storage"); 
37 
- la détermination des effets des sources de chaleur (uniquement avec des appareils 
de chauffage électriques) sur l'argile environnant et sur les matériaux de remblai 
dans une galerie de stockage (projet PRACLAY et CACTUS). 
En 1989, le rapport SAFIR ("Safety Assessment and Feasibihty Interim Report") a été 
publié par l'ONDRAF/NIRAS; ce rapport traitait des caractéristiques de l'argile de 
Boom comme roche hôte pour le stockage de radioéléments de haute activité et/ou à 
longue vie. Une commission d'évaluation a approuvé le rapport et a formulé des 
recommandations dans le domaine faisant l'objet de l'étude. Le programme de 
recherche a été défini avec pour objectif l'élaboration d'un rapport PSAR 
("Preliminary Safety Analysis Report") en 1997. Après une période de démonstration 
de là faisabilité, il deviendra nécessaire de choisir un site définitif. L'enfouissement du 
premier colis radioactif n'est pas prévu avant 2030. 
France 
Comme première étape dans le processus de sélection d'une formation géologique 
hôte appropriée pour le stockage des déchets radioactifs à longue vie, des recherches 
préliminaires sur le terrain, ont débuté en 1987 sur quatre sites. Des essais de forage 
pour calibration sismique et dans des buts hydrologiques ont été effectués dans une 
formation d'argile (département de l'Aisne). Le lancement d'une nouvelle campagne 
d'essais de forage dans une formation schisteuse (Maine-et-Loire) a donné lieu à une 
forte opposition locale qui a conduit le Premier Ministre à ordonner un moratoire sur 
les travaux sur le terrain jusqu'à la discussion et l'approbation par le Parlement d'une 
loi sur la recherche en matière de stockage des déchets radioactifs. Cette loi a été 
approuvée par le Parlement à la fin de 1991. Deux des principales dispositions de la 
loi ont trait au fait que plusieurs laboratoires souterrains seront construits en France 
et qu'aucune décision définitive concernant l'emplacement des dépôts à grande 
profondeur ne sera prise avant l'achèvement d'une évaluation complète des 
performances des différents laboratoires (au plus tard en 2007). 
Bien que sans relation directe avec les études sur le terrain, un programme de 
recherches in situ, dans un tunnel d'une longueur de 1 885 m à Tournemire dans le 
sud de la France, a été lancé à la fin de 1990. Ce tunnel traverse une formation 
argileuse épaisse (les couches calcaires sus-jacentes ont 270 m d'épaisseur) pour 
laquelle les conditions géotechniques et hydrogéologiques sont apparues 
représentatives de celles d'un dépôt à grande profondeur. 
Royaume-Uni 
UK NIREX Ltd. étudie actuellement les possibilités de développement d'une 
installation souterraine à grande profondeur pour les déchets de basse et moyenne 
activité. A cet égard, des études géologiques incluant des forages et des relevés 
géophysiques ont été effectuées à Sellafield et à Dounreay. Sur les deux sites, des 
formations de roches dures convenables ont été trouvées, mais Sellafield a été choisi 
pour la réalisation d'études et de mesures souterraines au cours de la phase 
d'excavation. Le dépôt consistera en une série de cavernes souterraines creusées dans 
la roche à grande profondeur. La construction des cavernes s'effectuera par étapes et 
continuera au cours de la période d'exploitation. L'emplacement préféré se trouve 
près du site de retraitement de Sellafield. 
Selon le calendrier actuel (sous réserve de l'obtention des permis et autorisations 
nécessaires), la construction d'un dépôt à grande profondeur pour les déchets de 
faible et moyenne activité devrait commencer à la fin des années 90, et mener à la 
mise en route de l'installation vers l'année 2005. 
38 
En ce qui concerne le stockage des déchets de haute activité, le Département de 
l'Environnement garde un dossier ouvert sur les recherches effectuées à l'étranger. 
Aucun projet spécifique d'emplacement pour le stockage des déchets de haute activité 
n'a encore été choisi. 
Espagne 
A propos du stockage des combustibles irradiés eau-légère et des déchets de haute 
activité vitrifiés, ainsi que de tous les colis de déchets qui ne satisferont pas aux 
critères d'acceptabilité de "El Cabril", des études préliminaires visant à repérer des 
sites de dépôts potentiels à grande profondeur sont en cours depuis 1986. 
Parallèlement, des projets visant à la réalisation d'un concept préliminaire de dépôt à 
grande profondeur dans deux milieux géologiques, sel et granite, ont été entrepris en 
1990. La mise en route d'un projet similaire pour l'argile est envisagée à une date 
ultérieure. Le but principal de ces projets est de fournir des résultats suffisants pour 
choisir des concepts de référence, ainsi que des données importantes quant au choix 
de l'implantation et le programme de R&D y afférent. L'exploitation du dépôt 
géologique ne devrait pas commencer avant la seconde décennie du siècle prochain. 
Pays-Bas 
Bien que la poUtique des Pays-Bas soit basée sur l'entreposage à long terme (100 ans) 
de tous les types de déchets radioactifs (cf. chapitre IIL6.2.1.), le programme de 
recherche de l'OPLA portant sur les options de stockage dans le sel se poursuit. Le 
caractère générique de ce programme de recherche n'a pas encore permis d'identifier 
des sites potentiels pour des dépôts à grande profondeur. D'éventuelles recherches 
préliminaires sur le terrain à proximité des sites (comprenant des études sismiques et 
d'autres recherches non destructives sur le terrain ainsi que des forages 
géohydrologiques) ne sont pas prévus avant le milieu des années 90. 
Italie, Portugal Grèce, Irlande, Danemark 
Aucun événement nouveau n'est à signaler depuis 1987 concernant le stockage des 
déchets radioactifs. 
39 
CHAPITRE IV 
SURETE NIIOKAIRE DANS LA GESTION DES DECHETS RADIOACTIFS 
IV.l. ACTIONS EN AMONT DU STOCKAGE 
La sûreté nucléaire doit être assurée dans tous les secteurs des activités humaines 
impliquant des mouvements de matériaux radioactifs et liés à la construction, 
l'exploitation et la fermeture d'installations nucléaires. La gestion des déchets 
radioactifs et ses différentes étapes n'y font pas exception. 
Les installations et les usines de traitement et de conditionnement des déchets 
radioactifs sont exploitées dans les mêmes conditions générales de sûreté que les 
autres installations nucléaires. Trois types de progrès importants méritent cependant 
d'être mentionnés : 
- la réduction de l'incidence sur l'environnement due à la mise en route de nouvelles 
usines de traitement des effluents radioactifs comme en témoignent les réaUsations 
britanniques à Sellafield et le programme français en cours à la Hague; 
- le développement continuel des technologies et des procédés pour la 
caractérisation, le contrôle de qualité, l'identification et le pistage des formes ou des 
colis de déchets produits par l'installation. Ceci ne relève pas de la sûreté des 
installations en cause elles-mêmes, mais est une contribution importante à la sûreté 
des opérations entrant dans la gestion des déchets (c'est-à-dire transport, 
entreposage, stockage); 
- la diminution constante de l'exposition professionnelle aux irradiations résultant de 
toutes les opérations individuelles que comporte la gestion des déchets radioactifs 
(tri, traitement, conditionnement des déchets, manutention des colis de déchets,...). 
La situation présente concernant le transport des déchets radioactifs a été traitée ci-
dessus (cf. chapitre III.5.). La récente évolution de nature réglementaire, les 
réaUsations technologiques, notamment pour le transport des combustibles irradiés, et 
la grande expérience acquise accompagnée de bonnes références, permettent 
d'affirmer que la sûreté est bien maîtrisée dans ce secteur. 
La sûreté des nouveUes installations d'entreposage teUes que l'instaUation de Borsele 
(Pays-Bas), d'El Cabril (Espagne), ou de Dessel (Belgique) est assurée par une 
conception adéquate visant à réduire toujours davantage les risques tels que ceux qui 
pourraient résulter d'inondations, d'incendies, etc. Lorsque des déchets thermogènes, 
tels que les déchets de haute acivité vitrifiés, sont stockes, un refroidissement 
approprié et fiable est effectué en vue de réduire le risque d'incidents mécaniques. 
Par exemple, un système de refroidissement passif (convection naturelle d'air) a été 
expérimenté pendant environ 20 ans avec succès dans l'installation de vitrification de 
Marcoule et un système de refroidissement par convection d'air forcée a été choisi 
pour l'installation de La Hague. 
IV.2. STOCKAGE 
IV.2.1. Stockage en surface ou au voisinage de la surface 
Pour des raisons de sûreté, le stockage en surface est limité aux déchets de faible et 
moyenne activité (définis au chapitre H.2.). Il a été pratiqué dans certains pays 
depuis les premiers jours de l'énergie nucléaire. 
A l'origine, les déchets étaient enfouis dans des tranchées peu profondes après avoir 
été ou non préalablement conditionnés et/ou emballés. Cette méthode est maintenant 
considérée, de manière générale, comme étant obsolète. 
40 
A la suite des progrès réaUsés en technologie, ingénierie et expérience d'exploitation, 
des concepts de stockage plus avancées ont été étudiés et/ou concrétisés. Le principe 
du stockage en surface ou au voisinage de la surface dans des structures ouvragées. 
démontré tout d'abord en France (Centre de la Manche) au début des années 70 
pour les déchets de faible et moyenne activité et à courte vie, est maintenant inclus 
dans les stratégies de gestion des déchets radioactifs de tous les pays pratiquant ou 
envisageant le stockage en surface. 
Le principe qui sous-tend cette méthode est d'isoler les déchets de la biosphère dans 
des conditions contrôlées pendant une période de temps qui permette à la 
radioactivité de décroître natureUement de façon à ce que le site puisse être ensuite 
Ubéré de toute contrainte d'accès. 
En réaUté, un tel principe n'est appUcable que lorsque la durée de contrôle 
institutionnel (période d'exploitation de l'instaUation + période après-fermeture) est 
acceptable à écheUe humaine, c'est-à-dire s'élève au maximum à quelques centaines 
d'années. 
L'appUcation du principe repose sur l'usage d'un système de barrières multiples entre 
la radioactivité et l'environnement humain. Ce système est généralement divisé en 
trois composants principaux, à savoir : 
- l'embaUage de déchets, y compris les propriétés physico-chimiques des déchets, les 
caractéristiques du matériaux d'enrobage éventuel, et la performance du conteneur; 
- le dépôt, c'est-à-dire les structures construites sur le site de dépôt en vue de 
protéger l'emballage de déchets : couvercle d'évacuation, tampon de béton, autres 
structures de béton, etc.; 
- la géologie du site lui-même. 
C'est l'efficacité combinée de ces trois barrières qui assure le confinement de la 
radioactivité dans les conditions normales d'exploitation et après fermeture, et garantit 
que les conséquences d'un quelconque incident raisonnablement prévisible sont 
réduites à un niveau acceptable. 
Plusieurs autorités nationales de sûreté ont en conséquence donné leur approbation 
au cours des dernières années à la pratique de l'évacuation à faible profondeur des 
déchets à faible et moyenne activités dans des structures artificieUes. 
Dans la Communauté européenne(28), ceci s'appUque à : 
a. l'installation de Drigg au Royaume-Uni, à la suite du ré-examen de son 
autorisation d'exploitation en 1987 par les Départements compétents; 
b. l'installation de Dounreay, au Royaume-Uni, qui a été utilisée presque 
exclusivement pour les déchets de faible activité produits sur le site de Dounreay; 
c. le centre de stockage de la Manche, en France, des déchets de faible et moyenne 
activité à la suite de son ré-examen en 1971: 
(28) Les installations de stockage envisagées aux Etats-Unis (Caroline du Nord, Illinois, 
Pennsylvanie) sont des exemples de stockage au voisinage de la surface dans des 
structures ouvragées, hors de la Communauté européenne. 
41 
d. le nouveau centre de stockage des déchets de faible et moyenne activité (Centre 
de l'Aube) qui a reçu l'autorisation d'exploitation de la part des autorités 
françaises de sûreté en décembre 1991; 
e. le nouveau dépôt pour les déchets de faible et moyenne activité de El Cabril, dont 
la construction a été autorisée par les autorités espagnoles de sûreté au début de 
1990 et dont le permis d'exploitation est attendu pour le printemps 1992. 
En outre, cette option est à l'étude en Belgique (cf. chapitre III.6.3.1.). 
IV.2.2. Stockage à grande profondeur dans des formations géologiques 
Contrairement aux barrières artificielles qui subiront vraisemblablement des 
altérations au-delà de plusieurs siècles, certaines formations géologiques (par exemple 
argile, sel et granite) ont démontré être stables pendant plusieurs millions d'années et 
pourraient, des lors, fournir une solution sûre à long terme pour le stockage des 
déchets radioactifs contenant des radioéléments à vie longue. C'est pourquoi, le 
stockage à grande profondeur dans des formations géologiques est en cours de 
développement dans le monde entier pour les déchets de haute activité et ceux 
contenant des émetteurs alpha. 
Le stockage sûr de ces déchets, en vue de protéger l'homme et l'environnement dans 
le long terme, est un sujet de préoccupation dans tous les pays produisant de l'énergie 
nucléaire, notamment dans la Communauté européenne. C'est également une 
préoccupation dans les autres pays n'utilisant des matériaux radioactifs qu'à des fins 
médicales, industrieUes ou de recherche. 
La sûreté d'un système de stockage pour les déchets à longue vie doit être analysée et 
démontrée sur des durées allant bien au-delà de l'horizon normal de la planification 
sociale et technique permettant d'obtenir des permis de construction et d'exploitation 
pour un dépôt de déchets radioactifs. Toutefois, des débats s'instaurent sur la 
faisabilité d une telle analyse et la vaUdité de ses résultats se heurte souvent au 
scepticisme. 
Il est évident que la preuve absolue d'un comportement sûr et continu est impossible 
à apporter pour tous les systèmes techniques. En conséquence, ce qui est attendu et 
recherché est un processus scientifique et réglementaire qui examine correctement les 
facteurs qui pourraient sensiblement affecter la sûreté, et de cette manière fournit la 
base pour decider si le système proposé de stockage des déchets peut être considéré 
comme suffisamment sûr dans le long terme. 
Ce qui suit résume les progrès faits dans la Communauté européenne pour mettre au 
point les modaUtes scientifiques d'évaluation de la sûreté à long terme du stockage, et 
présente les résultats obtenus jusqu'à présent ainsi que l'opinion des experts de la CE 
et de la Communauté scientifique internationale. 
L'évaluation de la sûreté 
L'évaluation de la sûreté peut être définie comme une analyse de l'évolution future 
du système d'ensemble de stockage des déchets et de son incidence potentielle sur 
l'homme et l'environnement, suivie de la comparaison des résultats avec les normes 
de sécurité appropriées. 
L'éventail des avenirs possibles à envisager est défini en utilisant des scénarios basés 
sur l'imagination humaine et sur le jugement scientifique, conjugués avec la 
connaissance actuelle des systèmes naturels (cf. ci-dessous les analogues naturels) et 
42 
des barrières artificieUes. Ensuite, des modèles prévisionnels sont utiUsés pour 
quantifier les effets des processus clés déterminant les performances des systèmes de 
stockage des déchets radioactifs et pour évaluer leurs conséquences radiologiques 
possibles dans le temps. 
Pour mettre au point un modèle satisfaisant il importe de pouvoir disposer d'un 
certain nombre de données relatives au système de stockage envisagé et de bien 
comprendre les propriétés physiques et chimiques des constituants du système ainsi 
que leur évolution dans le temps. Ceci constitue l'un des objectifs principaux des 
programmes de recherche actuels comme il a été indiqué au chapitre III.2.1. 
La croissance des efforts pour améliorer l'évaluation de la sûreté a été 
impressionnante au cours des dernières années. 
Tous les pays concernés par la production d'énergie électro-nucléaire ont acquis des 
compétences dans les études d'évaluation de la sûreté et ont élaboré ou élaborent des 
méthodologies appropriées. 
Au sein de la Communauté européenne, la Commission a lancé en 1982 un grand 
projet multinational (PAGIS : "Performance Assessment of Geological Isolation 
Systems"), dans le cadre de son programme de R&D sur les déchets radioactifs, pour 
encourager le développement des compétences dans ce domaine dans les Etats 
membres, pour harmoniser les différentes approches méthodologiques suivies, et pour 
Çermettre la diffusion des résultats, 
bus les Etats membres intéressés ont participé ou ont été associés à ce projet qui 
s'est terminé en 1989. 
Une méthodologie a été élaborée avec la participation et le consensus d'une grande 
majorité de scientifiques de la Communauté européenne travaillant dans les différents 
domaines de cette activité multidisciplinaire, et elle a été appUquée au cas de dépôts 
à grande profondeur envisagés pour le stockage des déchets de haute activité. 
Sur la base des hypothèses considérées, les résultats découlant de l'appUcation de 
cette méthodologie ont été présentés à une conférence de la CCE à Madrid en 1989. 
Il a ainsi été montré qu'on ne s'attend à aucun relâchement de radioactivité à la 
surface des sites étudiés, pendant 10 000 ans au moins et à des rejets insignifiants 
dans un avenir encore plus lointain. 
La méthodologie mise au point dans le cadre du projet PAGIS peut servir - et sert 
déjà dans certains Etats membres - de base à l'évaluation des performances 
nécessaires à l'avenir quand on pourra disposer de modèles et de données plus 
élaborés tels que ceux obtenus à partir d'investigations sur-site. 
Ces résultats ainsi que ceux obtenus hors de la CE ont conduit la communauté 
scientifique internationale à exprimer un avis collectif en 1990, aux termes 
duquel^ : 
"des méthodes d'évaluation de sûreté sont disponibles aujourd'hui pour évaluer 
convenablement l'impact radiologique potentiel à long terme d'un système soigneusement 
conçu de stockage des déchets sur l'homme et l'environnement"; 
et réutilisation appropriée des méthodes d'évaluation de sûreté, associée à des 
informations suffisantes en provenance des sites de stockage proposés, peut fournir la base 
technique permettant de décider si les systèmes spécifiques de stockage offrent à la société 
un niveau satisfaisant de sûreté pour les générations tant actuelles que futures". 
Les travaux continuent dans ce domaine en vue de perfectionner les méthodes 
d'évaluation de sûreté et de recueillir et d'évaluer les données provenant des sites de 
(29) Avis collectif sur "Le stockage des déchets radioactifs : la sûreté à long terme peut-elle 
être évaluée ?" /AEN/CCE/AIEA Paris 1990. 
43 
stockage proposés. 
Analogues naturels : un argument supplémentaire de sûreté 
Comme il a été dit ci-dessus, la question centrale dans l'évaluation de la performance 
et de la sûreté à long terme d'une instaUation de stockage de déchets radioactifs est la 
possibiUté de prévoir, de manière fiable, la nature et l'effet des processus d'évolution 
et des événements géologiques dans un avenir lointain. 
L'extrapolation à des durées réaUstes dans le long terme de données de laboratoire 
généralement obtenues en quelques mois ou au maximum en quelques années, 
constitue évidemment un problème. 
Les processus étudiés au laboratoire envisagent des aspects spécifiques de la mobiUté 
des radioéléments à partir des déchets et leur transport ultérieur dans les eaux 
souterraines. Par chance, presque tous les processus intéressants peuvent également 
être observés dans le milieu naturel, bien que différents éléments et régimes 
géochimiques et hydrochimiques puissent intervenir. L'occasion existe donc d'utiliser 
des analogues naturels pour évaluer ces processus sur des durées géologiques. 
Depuis de nombreuses années déjà, les Etats membres étudient les systèmes naturels 
(ainsi que les analogues archéologiques et historiques) en Europe et à l'extérieur. 
Certains d'entre eux participent également à des projets importants, comme par 
exemple ceux des gisements d'uranium d'AUigator River (AustraUe), Poços de Caldas 
(Brésil) et Cigar Lake (Canada). 
Depuis 1985, la Commission a soutenu l'étude des analogues naturels par le 
truchement de son programme de R&D sur les déchets radioactifs et en organisant 
un forum international (le Groupe de Travail sur les Analogues Naturels) où 
l'expérience acquise à travers le monde dans ce domaine est présentée et discutée. 
Les preuves des capacités des systèmes naturels à séparer les radioéléments et à 
retarder leur migration dans la géosphère se multipUent, contribuant à accroître la 
confiance dans le concept du stockage géologique à grande profondeur. 
La Commission poursuit cet effort dans le cadre du quatrième programme de R&D 
en matière de gestion des déchets radioactifs et contribue financièrement à un certain 
nombre d'études dans ce domaine et notamment à l'analyse du réacteur naturel 
d'Oklo (Gabon) menée par le Commissariat français à l'énergie atomique et à 
laqueUe sont associés d'autres pays. 
Le processus de réglementation 
Pour la sélection d'un site et jusqu'à l'autorisation finale d'ouverture d'un dépôt, la 
procédure détaillée pour démontrer la sûreté du système doit normalement être 
définie cas par cas : eUe peut donc différer selon les pays. Dans tous les cas* eUe met 
en jeu les responsabilités des différents organismes cités au chapitre III. 1. Les agences 
et organismes exécutifs énumérés au tableau X ont à charge de fournir tous les 
éléments requis par les autorités de sûreté compétentes de sorte que l'installation 
puisse satisfaire a un ensemble de critères préétabUs. 
44 
CHAPITRE V 
PROBLEMES ACTURIS RN MATIERE DE RKGI FMFNTATION ET DE 
POLITIQUES DE GESTION 
V.l. MATERIAUX PRESENTANT UNE RADIOACTIVITE TRES FAIBLE 
Les mesures réglementaires existant aux échelons international, communautaire et 
national en matière de protection des travaiUeurs et du pubUc contre les 
rayonnements ionisants définissent très clairement les conditions dans lesqueUes le 
traitement, le conditionnement, l'entreposage, le transport et le stockage des 
matériaux radioactifs doivent être effectuées. Le champ d'appUcation de ces mesures 
réglementaires est défini en fonction du niveau de radioactivité des matériaux 
considérés. 
Dans la plupart des régimes réglementaires, il existe cependant une zone grise 
constituée par les déchets radioactifs de faible activité ayant des niveaux d'activité (et 
de radiotoxicité) proches de ou égaux à ceux de nombreuses substances natureUes. 
Ceci est dû au fait que les activités de contrôle sont principalement concentrées dans 
les zones à plus hauts risques afin d'optimaUser les niveaux de protection. Le grand 
nombre d'activités où interviennent de très petites quantités de matériaux radioactifs 
et la grande variété des industries pouvant être concernées, expUquent également 
cette situation(30). 
Nombre de ces activités en médecine, dans la recherche et dans l'industrie ont été 
réglementées par les autorités compétentes nationales; les déchets radioactifs produits 
sont exemptés de contrôles réglementaires quand ils sont conformes aux critères 
d'exemption appUcables. Les réglementations nationales diffèrent cependant 
considérablement d'un pays à l'autre. 
A l'échelon communautaire, l'exemption de l'obUgation de faire rapport aux autorités 
nationales compétentes et de la demande d'autorisation préalable pour toute activité 
impUquant des matériaux radioactifs est définie dans les normes de sûreté de base 
d'EURATOM (directive 80/836 modifiée en 1984). Cette directive quantifie les Umites 
pour un colis donné de substances radioactives en fonction de la radiotoxicité des 
substances. EUe fixe également une limite générale de concentration de 100 Bq/g, 
passant à 500 Bq/g pour les substances radioactives naturelles solides. Les matériaux 
contenant des substances radioactives dans des quantités et dans des concentrations 
dépassant ces limites ne peuvent être rejetées qu'après accord des autorités. Ces 
valeurs ne devraient cependant pas être considérées comme les quantités admissibles 
pour le stockage sans restriction des déchets. 
En ce qui concerne le secteur nucléaire, le démantèlement des instaUations nucléaires 
obsolètes est une pratique qui se développe et qui produira de grandes quantités de 
déchets, la plupart étant des matériaux de très faible radioactivité (cf. 
chapitre H.3.3.D.). A l'échelon communautaire, des recommandations ont été publiées 
concernant les "critères de radioprotection pour le recyclage des matériaux provenant 
(30) Déchets provenant des analyses et des traitements médicaux, déchets des instituts de 
recherche, produits de consommation mis au rebut tels que détecteurs de fumée et 
soupapes électroniques usagées, déchets provenant de l'industrie des peintures 
luminescentes, etc. 
45 
du démantèlement des instaUations nucléaires"(31) rédigées par le groupe des experts 
de la Communauté européenne tel que défini à l'article 31 du traité Euratom. Ces 
recommandations sont actueUement en cours de révision et doivent être élargies en 
vue d'y inclure d'autres matériaux que l'acier, comme le cuivre et l'aluminium; et à un 
stade ultérieur, le béton. Ces recommandations ont seulement un caractère 
scientifique. A l'échelon des Etats membres, la plupart des décisions d'exemption des 
déchets de faible activité sont prises au cas par cas par les autorités compétentes. 
Somme toute, à l'égard de l'exemption du contrôle réglementaire des matériaux 
présentant une radioactivité très faible la situation n'est pas satisfaisante. Pour cette 
raison, les activités visant à établir des règles cohérentes et scientifiquement fondées 
ont été développées au cours des dernières décennies; plusieurs autorités nationales 
de sûreté et des organismes internationaux (AIEA, OCDE/AEN, OMS)(32) étudient 
actueUement les critères pour exempter - partieUement ou totalement - du contrôle 
réglementaire certaines sources de rayonnement et certaines pratiques. Entretemps, 
plusieurs Etats membres de la Communauté ont préparé ou préparent des mesures 
législatives. D faut souligner que l'harmonisation des mesures nationales est hautement 
souhaitable en vue d'assurer un niveau de protection équivalent dans toute la 
Communauté d'autant plus qu'approche la date de réaUsation du marché 
communautaire intérieur unique. 
Il faut enfin noter, comme on l'a déjà rappelé au chapitre II, que plusieurs processus 
industriels conduisant à une augmentation de la concentration en radioisotopes 
naturels (par exemple lors du traitement des minerais de phosphate)(33) sont 
généralement exemptés de l'obUgation de faire rapport à leurs autorités nationales de 
sûreté ou ne figurent pas dans les Ustes de pratiques faisant intervenir des matériaux 
radioactifs. Les conséquences radiologiques du stockage de certains de ces matériaux 
pourraient donner Ueu à quelque inquietude. Plusieurs pays sont, à différents stades, 
dans la voie de l'élaboration d inventaires et de stratégies de gestion pour ces déchets 
et des mesures appropriées seront prises le cas échéant. 
V.2. EQUIVALENCE ENTRE DECHETS RADIOACTIFS 
Nombre de pays traitent ou conditionnent actueUement des déchets en provenance de 
l'étranger par suite d'arrangements commerciaux ou d'engagements de retraiter les 
combustibles irradiés. 
Indépendamment de toute poUtique nationale éventueUe du pays destinataire en 
matière de stockage des déchets étrangers, un renvoi de déchets étrangers exactement 
identiques dans leur totaUté vers le pays d'origine après traitement et 
conditionnement adéquats, peut s'avérer, dans certains cas, techniquement impossible 
ou contre-indiqué d'un point de vue de la sûreté radiologique (manupulations non 
nécessaires de matériaux nucléaires par exemple). Dans ce cas, on peut envisager, ou 
même on peut être forcé, de rendre des "déchets équivalents". Ceci devrait être 
effectué dans un cadre réglementaire adéquat à convenir entre les parties. 
(31) Série "Radioprotection" de la Commission des Communautés européennes", publication 
n° 43, décembre 1988. 
(32) IAEA Safety series n°89 "Principle for the exemption of radiation sources and practices 
from regulatory control" (1988). 
(33) voir ref. 5) page 6. 
46 
Le problème de l'équivalence des déchets radioactifs n'a pas été abordé jusqu'à 
présent dans les réglementations internationales ou nationales. Le ConseU des 
ministres de la Communauté européenne a noté en 1990C34) la nécessité d'établir des 
principes directeurs appropriés, en conclusion d'un rapport de la Commission à ce 
sujet(3i). 
V3. INFORMATION ET PARTICIPATION DU PUBLIC 
Dans les Umites de leurs compétences respectives, les diverses autorités nationales 
et/ou les entreprises en charge de la gestion des déchets à l'échelon national, ainsi que 
la Commission des Communautés européennes ont déployé de grands efforts en vue 
de: 
- fournir des informations au pubUc concernant les principaux sites nucléaires et les 
rejets d'effluents radioactifs; 
- faire participer le pubUc au processus de prise de décision en ce qui concerne la 
création de nouvelles installations pour la gestion et/ou le stockage des déchets 
radioactifs. 
En ce qui concerne les institutions de la Communauté européenne, est entrée en 
vigueur en juiUet 1988 une directive demandant, entre autres, aux Etats membres de 
veiUer à ce que : 
- chaque demande d'autorisation d'un nouveau projet, avec information à l'appui, soit 
mise à la disposition du pubUc; 
- le pubUc ait l'occasion de faire connaître son avis avant le début de la réahsation du 
projet. 
La Commission enverra en 1993 un rapport au ConseU et au Parlement relatif à 
l'appUcation de la directive et à son efficacité. 
Dans nombre de cas, le pubUc a déjà accès aux demandes de création de teUes 
instaUations (Royaume-Uni,...) et dans le cas de projets de grande ampleur, U y a des 
enquêtes pubUques qui : 
- donne au pubUc l'accès à l'information sur le projet à l'étude; 
- rassemble les commentaires et les objections du pubUc aux fins de leur examen par 
l'administration nationale compétente. 
Dans la plupart des cas, l'enquête pubUque a une base juridique; elle peut être 
obUgatoire (Allemagne, France, Pays-Bas, Espagne) ou, comme au Royaume-Uni, 
laissé à la discrétion du Gouvernement pour décider sur la base du cas par cas. En 
outre, une loi française récente(3<î) demande l'étabUssement d'un comité local 
d'information et de surveillance - où toutes les parties sont représentées - sur le site 
de chaque laboratoire de stockage souterrain. 
(34) Conclusion de la 1464ème réunion du Conseil, les 18 et 19 décembre 1990, 
communiqué de presse 10 871/90 (presse 232). 
(35) "EqUivaience des déchets radioactifs", série Euradwaste n°3, rapport EUR 12 879 -
Office des publications officielles des CE, Luxembourg 1990. 
(36) Loi n° 91-1 381 du 30 décembre 1991 relative à la recherche dans le domaine de la 
gestion des déchets radioactifs. 
47 
En plus de l'information mise à la disposition du pubUc au moyen de brochures (par 
exemple, comme pour la campagne d information de 1987 aux Pays-Bas) ou en 
donnant accès aux documents officiels, plusieurs gouvernements (aUemand, espagnol, 
britannique) font réguUèrement rapport à leurs parlements nationaux sur l'état de la 
situation en matière de production et/ou de gestion des déchets radioactifs dans leur 
pays. Ces rapports sont pubUés et disponibles. En application de la récente loi 
mentionnée ci-dessus, le gouvernement français soumettra un rapport annuel au 
parlement relatif à la recherche en matière de gestion des déchets de haute activité et 
des déchets alpha. 
48 
TABLEAU I 
DECHETS RADIOACTIFS PROVENANT DE LOJTTLISATION D'ISOTOPES EN MEDECINR 
DANS LTNPUSTRIE ET DANS LA RECHERCHE EN GENERAL ( raft 
(déchets soUdes et Uquides expédiés dans des centres d'entreposage) 
PAYS 
BELGIQUE 
DANEMARK 
ALLEMAGNE 
IRLANDE 
ESPAGNE 
FRANCE (1) 
GRECE 
ITALIE 
PAYS-BAS 
PORTUGAL 
ROYAUME-
UNI <*> 1991-1995 
370 
100 
5 100 
quelques dizaines^ 
210 
5000 
100 
4 500 
1600 
20 
4960 1996-2000 
370 
100 
5 100 
quelques dizaines^ 
210 
5000 
quelques dizaines 
4 500 
1600 
30 
3 030 2001-2010 
740 
200 
10 200" 
420 
10 000 
quelques dizaines^ 
9000 
3200 
80 
5 610 2011-2020 
740 
100 
10 200" 
420 
10 000 
quelques dizaines^ 
9000 
3200 
100 
5 610 
1) Volumes de déchets avant traitement et conditionnement. 
2) Les périodes sont : 1990-1994, 1995-1999, 2000-2009, 2010-2019 respectivement. 
3) Non conditionnés et conservés sur le site de production. 
4) Extrapolés à partir des chiffres donnés pour la période allant jusqu'à 2000. 
5) Pour chaque période de 5 ans. 
49 
TABLEAU H 
DECHETS ENTREPOSES PRODUITS AVANT 1991. 
TRAITES ET CONDITIONNES OU PRESUMES 
AVOIR ETE CONDITIONNES *> 
PAYS 
Belgique 
Allemagne 
Espagne 
Fiance 
Italie^ 
Pays-Bas 
Royaume-Uni 
Danemark 
Portugal 
Grèce Quantités de déchets entreposés (m*) 
faible 
activité 
6000 
43 900 
15 000 
0 
10 400 moyenne 
activité 
-
*) 
-
0 
720 
3 100 
7930 
7000 
50 
100 18 470 
50» 
-
50 alpha 
3000 
*t 
-
60400 
190 
65 550 
-
-
-haute 
activité 
160 
500 
-
1040 
15 
710 
-
-
-Remarques 
Données au 15.1990 
Déchets de moyenne activité 
inclus dans les déchets de faible 
acmvité 
Déchets de moyenne activité 
inclus dans les déchets de £uUe 
activité 
Déchets de moyenne activité 
indus dans les déchets de faible 
activité 
Les déchets alpha sont des DFA 
ayant une activité alpha > 
lOGBq/nr après 
condmonnement 
Déchets alpha inclus dans DMA 
1) La plus grande partie des déchets alpha et de haute activité (entreposés sous forme liquide) n'a pas encore été conditionnée. 
Pour l'uniformité de la présentation, les volumes indiqués dans ce tableau sont ceux qui pourraient être obtenus en 
conditionnant les déchets avec les méthodes disponibles actuellement. 
2) Partiellement compris dans les déchets de faible activité (comme déchets "non thermogènes") et dans les déchets de haute 
activité. 
3) Les quantités non conditionnées entreposées sont : 12 195 mJ de DFA (solides : 11 620 mJ et liquides : 575 mJ); 585 mJ de 
DMA solides; 356 m3 de déchets alpha (solides : 346 m3 et liquides : 10 mJ); 120 m3 de DHA liquides. 
Les quantités conditionnées entreposées sont : 3 610 mJ de DFA et 345 m3 de DMA. On a supposé des facteurs de réduction 
de volume de l'ordre de 3 à 5 pour les déchets solides compactages et de l'ordre de 1/2 pour les DFA liquides. Les chiffres 
ne comprennent pas environ 5 000-7 000 m3 de déchets non-conditionnés provenant de la recherche médicale, industrielle 
et nucléaire. 
4) Seule la moitié du volume est réellement constituée de déchets , le reste du volume est occupé par le conteneur de béton. 
5) Entreposés principalement sans conditionnement dans des conteneurs d'acier inoxydable, dans des fûts ou d'autres types 
d'emballage. 
50 
TABLEAU m 
VOLUMES DE DECHETS DE FAIBLE ET MOYENNE ACTIVITE 
STOCKES/EVACUES AVANT 1991. 
AVEC MATRICE DE CONDITIONNEMENT ET EMBAT JAGR PKRDIT 
PAYS 
Belgique 
Allemagne 
Espagne 
France 
Italie 
Pays-Bas 
Royaume-Uni Quantités de déchets (m3) 
Faible 
activité Moyenne 
activité 
15 000 
96 
42 000 260 
14 3003) 
-
9900 
464 500 
23 
8 700 
26 000 
775 000 
14 000 Type 
d'évacuation/stockage 
Rejet en mer1} 
Rejet en mer1} 
Formation géologique 
profonde 
Formation géologique 
profonde 
Rejet en mer4* 
Stockage en surface 
Rejet en mer1* 
Rejet en mer1} 
Rejet en mer1} 
Stockage en surface 
Stockage en surface Site 
Atlantique Nord 
Atlantique Nord 
Mine de sel 
d'Asse2* 
Mine de sel de 
Mosleben 
Atlantique Nord 
Centre de la 
Manche 
Atlantique Nord 
Atlantique Nord 
Atlantique Nord 
Drigg 
Dounreay 
1) Moratoire sur les rejets en mer depuis 1983 
2) En service entre 1967 et 1978 
3) Chiffres jusqu'en 1990 
A) Campagnes expérimentales en 1967 et 1969 
51 
TABLEAU IV 
PUISSANCE NI ICI JRAIRF IMSTAT J KR HAMS IJPK ETATS MEMBRES 
DE LA COMMUNAUTE EUROPEENNE 
PAYS 
Belgique 1} 
Allemagne 
Espagne 2) 
France ^ 
Italie 3) 
Pays-Bas 4) 
Royaume-Uni Q Puissance nette installée à la fin de 
rannée(GWe) 
(seulement les centrales en service ou 
commandées) 
1990 
5.4 
23.6 
7.1 
62.7 
1.1 
0.5 
11.4 1995 
5.4 
23.6 
7.1 
62.2 
0.5 
10.0 2000 
5.4 
23.6 
7.1 
[63.3] 
0.5 
9.5 2010 
5.4 
25.0S) 
17.5 
[63.3] 
5.4 2020 
3.6 
25.05) 
17.5 
[63.3] 
1.2 
1) Le plan général d'électricité s'applique jusqu'en 2000 ; il n'y a aucune estimation au-delà de cette 
date. 
2) Le programme nucléaire actuel ne s'étend que jusqu'à l'an 2000. Aucune prévision au-delà de 
cette date n'est disponible. 
3) 1.1 G We installé, mais non en service. 
4) Le développement des programmes d'énergie nucléaire doit être révisé. 
5) 1ère ligne : centrales électriques en service avec le remplacement des vieilles centrales mises 
hors service progressivement. 
2ème ligne : idem, sans remplacement 
6) Seront révisées en 1994. 
7) Les chiffres entre parenthèses sont donnés pour l'homogénéité avec les chiffres semblables des 
autres pays. Ils ne tiennent pas compte des centrales électriques figurant dans la prévision du Plan 
français de l'Energie : 63.3 à 66.3 GWe en 2000/74.2 à 80.8 GWe en 2010/et 80 à 95 GWe en 
2020. 
TABLEAU V 
PRODUCTION DE DECHETS DE BASSE ACTIVITE TRAITES ET CONDITIONNES DANS LES ETATS MEMBRES DE LA 
COMMUNAUTE 
( Centrales en service ou commandées - hypothèse du tableau IV. installation du cycle de combustible associé. 
recherche dans le domaine nucléaire) 
Pays 
Belgique 
Allemagne2) 
Espagne l) 
France 
Italie 1} 
Pays-Bas 
Royaume-Uni1} 
Danemark Quantités de déchets accumulés par période indiquée (m3) 
1991-1995 1996-2000 2001-2010 2ÛU-2Û2Û Remarques 
3 130 
35 000-50 000 
11000 
160 000 
3 100 
(3 100+0) 
2 400 
137 530 
(104 550+32 980) 
-4 230 
50 000-71 000 
10 000 
(8 500+1 500) 
160 000 
2 700 
(1 900+800) 
2 400 
106 230 
(65 200+41 030) 
-15 785 
97 000 
(83 000+14 000) 
17 000 
(15 700+1 300) 
300 000 
4 300 
(3 500+800) 
j) 
256 730 
(77 360+179 370) 
-15 060 
97000 
(83 000+14 000) 
40 000 
(14 600+25 400) 
300 000 
7000 
(500+6 500) 
j) 
143 330 
(12 830+130 500) 
1500» comprenant pour 
partie des DMA 
et des déchets 
alpha 
y compris les 
DMA 
y compris les 
DMA 
périodes 
90-94, 95-99, 
etc 
Une répartition des déchets provenant des centrales en service (1er chiffre) et du déclassement des centrales obsolètes (2ème chiffre) est donnée entre 
parenthèses. 
Estimation haute et basse. 
Déclassement éventuel du réacteur de recherche DR 3. 
Cf. note 4) du tableau IV. 
53 
TABLEAU VI 
PRODUCTION DE DECHETS DE MOYENNE ACTIVITE TRAITES ET 
CONDITIONNES DANS LES ETATS MEMBRES DE LA COMMUNAUTE 
(Centrales électriques en service ou commandées - hypothèses du tableau IV) 
Pays 
Belgique^ 
Allemagne 
Espagne 
France 
Italie 
Pays-Bas 
Royaume3* 
Uni 
Danemark Quantités de déchets accumulées par période indiquée (m 3 ) 
1991-1995 
2 500 
(2 450+50) 
-
-
-
205 
-
12 240 
(7 240+5 000) 
100 1996-2000 
2 754 
(2 704+50) 
-
-
-
120 
250 
11540 
(6 400+5 140) 
5 2001-2010 
6 724 
(6 624+100) 
-
-
275 
250 
23 010 
(11560+11450) 
5 2011-2020 
5 730 
-
-
-
18 100 
(6 270+11830) 
-Remarques 
i) 
i) 
i) 
4) 
2) 
Périodes: 
90-94, 95/99 
etc. 
y compris 
les déchets 
alpha 
1) Conformément aux pratiques de gestion appliquées dans ce pays, ces déchets sont inclus 
dans d'autres catégories. 
2) Déchets provenant du retraitement à l'étranger du combustible usé issu des centrales en 
fonctionnement. 
3) Voir note 1) Tableau V 
4) Déchets provenant du retraitement à l'étranger du combustible usé issus des centrales 
arrêtées. 
54 
TABLEAU VH 
PRODUCTION DE DECHETS ALPHA TRAITES ET CONDITIONNES DANS DES ETATS 
MEMBRES DE LA COMMUNAUTE. 
(Centrales électriques en service ou commandées - hypothèses du tableau IV) 
Pays 
Belgique 
Allemagne* 
Espagne 
France 
Italie 
Pays-Bas 
Royaume33 
Uni Quantités des déchets accumulés par période indiquée (m3) 
1991-1995 
190 
-
-
13 640 
10 
16 350 
(12 000+4 350) 1996-2000 
540 
-
-
14 060 
60 
18 620 
(14 230+4 390) 2001-2010 
2 890 
-
-
36 110 
70 
20 470 
(11 960+8 500) 2011-2020 
2 430 
40 
36 110 
20 
9 550 
(1 080+8 470) Remarques 
4) 
1) 
Périodes: 
90-94,95-94 
etc. 
1) 
2) 
3) 
4) Comprend les déchets provenant du retraitement à l'étranger des combustibles usés. 
Voir note 1) tableau V 
Conformément aux pratiques de gestion des déchets appliquées dans ce pays, ces déchets sont 
inclus dans d'autres catégories de déchets. 
Il est estimé qu'aucune quantité sensible ne résulte des activités de recherche en matière 
nucléaire. 
55 
TABLEAU Vin 
PRODUCTION DE DECHETS DE HAUTE ACTIVITE TRAITES ET 
CONDITIONNES DANS LES ETATS MEMBRES 
DE LA COMMUNAUTE 
(Centrales électriques en service ou commandées - hypothèses du tableau IV) 
Pays 
Belgique 
Allemagne9 
Espagne 
France 
Italie o 
Pays-BasI} 
Royaume 
Uni* Quantités des déchets accumulés par période indiquée (m 3 ) 
1991-1995 
45 
1 310-1 510 
-
510 
10 
-
170 1996-2000 
54 
1 310-1 510 
-
540 
5 
20 
260 2001-2010 
180 
2 620-3 020 
0) 
-
1980 
25 
25 
130 2011-2020 
180 
2 620-3 020 
(5) 
36 
2 190 
-
-
-Remarques 
Périodes : 1990-
1994,1995-1999, 
etc. 
1) Déchets provenant du retraitement à l'étranger du combustible usé des centrales en 
fonctionnement 
2) Estimations hautes et basses. Cette catégorie comprend en partie des déchets de moyenne 
activité et en partie des déchets alpha. 
3) Provenant uniquement du retraitement des combustibles britanniques. 
4) Déchets provenant du retraitement à l'étranger du combustible usé issu des centrales 
arrêtées. 
5) Extrapolés à partir de chiffres donnés pour la période allant jusqu'en l'an 2000. 
56 
TABI£AUDC 
PRODUCTION DE COMBUSTIBLES USES DECHARGES DANS LES ETATS 
MEMBRES DE LA COMMUNAUTE EUROPEENNE 
Pays 
Belgique 
Allemagne 
Espagne 
Fiance 
Italie2** 
Pays-Bas 
Royaume Uni 
Danemark Type de 
réacteur 
REL 
REL 
REL 
RGG 
REL 
RGG 
RNR 
REL 
RGG 
REL 
RGG 
AGR 
REL 
RNR Quantités de combustibles déchargés par période indiquée (TML);; 
- Centrales électriques en service et/ou commandées 
hypothèses du tableau IV 
jusqu'à 
fin 1990 
850 
3 865 
975 
445 
6 650 
4340 
342 
1353 
75 
0.2 1991-1995 
550 
2 450 
800 
447 
5 120 
1850 
65 
137 
73 
75 
4000 
1100 
0 1996-2000 
550 
2 215 
855 
5 330 
72 
75 
4000 
1200 
150 
0 2001-2010 
1 100 
4 500*' 
4 100 
1510 
10 820 
1405> 
2) 
2 300*' 
150O5' 
150» 
0 2011-2020 
770 
5 500*' 
3 200 
1090 
11000 
1405' 
2) 
3) 
0 
1) TML : Tonnes métriques de métal lourd 
2) Voir les notes en bas de pages 3 et 4 au tableau IV 
3) Les données sont seulement disponibles jusqu'en 2005 
4) Achèvement du déchargement prévu pour 1991 
5) Ces données concernent les réacteurs en service et ne préjugent pas des décisions sur l'avenir des 
RNR 
6) Première ligne : centrales électriques en service, avec remplacement des vieilles centrales 
progressivement mises hors service; 
Deuxième ligne : idem, sans remplacement 
REL 
AGR 
RNR 
RGG Réacteur à eau légère 
Réacteur avancé refroidi au gaz 
Réacteur à Neutrons rapides 
Réacteur graphite-gaz 
TABLEAUX 
ORGANISMES EXECUTIFS EN CHARGE DE TOUT OU PARTIE DE LA GESTION DES DECHETS 
RADIOACTIFS DANS LES ETATS MEMBRES DE LA COMMUNAUTE 
(voir signification des sigjes en annexe) 
;;Pays;; Organisme 
executif Conditionnement 
des déchets Etablissement de 
spécifications et 
critères de qualité Contrôle de 
qualité Etude de sites, 
conception, 
construction et 
gestion des centres 
de stockage Etudes de 
stratégies de 
gestion Transport des 
déchets Entreposage 
hors installations 
de production 
BELGIQUE ONDRAF/ 
NIRAS 
public 
créé en 80-81 En complément 
avec les exploitants 
de l'industrie X X X 
DANEMARK Le laboratoire national de Ris<t> assure, en accord avec le Service national de la Santé, les services concernant la récolte et l'entreposage des déchets radioactifs des 
hôpitaux et de l'industrie. 
Inspection des 
Installations 
Nucléaires 
ALLEMAGNE BfS 
La mission 
"Déchets" a 
été confiée à 
cet organisme 
Federal en 
1976 (à charge de 
l'industrie) X 
BfS X 
BfS X 
(la DBE agit pour le 
compte de BfS) X Effectué par 
l'industrie 
après 
autorisation 
par le BfS Par l'industrie 
et/ou dans les 
centres régionaux M 
FRANCE ANDRA 
public 
créé en 
07.11.79 X X 
(à charge de 
l'industrie) X 
(partiellement) 
ESPAGNE ENRESA* 
public créé en 
1984 X 
(dans des 
circonstances 
déterminées) X X X 
GRECE La gestion et l'entreposage relèvent des ministères concernés en coopération avec la Commission de l'Energie Atomique et le Centre de Recherche "Demokritos" 
* y compris en ce qui concerne le combustible usé. 
X Rôle assumé par l'organisme exécutif. 
TABLEAU X (suite) 
ORGANISMES EXECUTIFS EN CHARGE DE TOUT OU PARTIE DE LA GESTION DES DECHETS 
RADIOACTIFS DANS LES ETATS MEMBRES DE LA COMMUNAUTE 
(voir signification des sigles en annexe) 
Pays 
IRLANDE 
ITALIE 
PAYS-BAS 
PORTUGAL 
ROYAUME 
UNI Organisme executif Conditionnement 
des déchets Etablissement de 
specifications et 
critères de 
qualité Contrôle de . 
qualité. Etude <$e 
sites, 
conception,. 
construction 
et gestion des 
centre» 
d'évacuation Efadede 
stratégies de 
gestion Transport des 
déchets Stockage 
intermédiaire hors 
installations de 
production 
Le "Nuclear Energy Board" est responsable de la réglementation sur l'entreposage et le stockage des déchets radioactifs provenant de l'industrie, des 
laboratoires de recherche et des hôpitaux, en accord avec le "Statutory Instrument 166/1977". 
NUCLECO* 
Semi-public 
créé en 1981 
COVRA 
privé 
créé en décembre 1982 Producteurs de 
déchets 
(ENEA & ENEL) 
et 
NUCLECO 
X** ENEA-DISP 
(Direction de la 
Sûreté Nucléaire 
et de la 
Radioprotection) 
X ENEA-
DISP 
X Gestion de 
sites ENEA Entreprises 
commerciales 
(sous contrôle 
ENEA-DISP) 
X** X 
(pour les déchets 
provenant d'activité 
médicales, 
industrielles et de 
recherche) 
v**** 
La récolte, l'emballage et l'entreposage des déchets nucléaires provenant de la recherche, des hôpitaux et de l'industrie sont assurés par le Département de 
Protection et de Sécurité Radiologique du "Laboratorio Nacional de Enghenaria e Tecnologia Industrial (LNETI)" à Sacavém. Les autorités nationales 
compétentes sont la "Direction Générale des Soins de Santé Primaires" du Ministère de la Santé (Décret-Loi N°348/89 du 12 octobre 1989) et T'Office de 
Sûreté et de Protection Nucléaire" du Ministère de l'Environnement (Décret-Loi N°425/91 du 30 octobre 1991). 
UK NIREX Ltd 
créé en juillet 1982 et 
transformée en 
compagnie à 
responsabilité limitée 
propriété à 100% du 
Gouvernement en 1985 Producteurs de 
déchets X*** X*** X*** Producteurs 
de déchets Exploitants 
nucléaires BNFL, AEA 
NE.SN 00 
**• 
** + * Seulement pour ce qui concerne les déchets de basse et moyenne activité. 
Pour ce qui concerne l'entreposage des déchets de basse et de moyenne activité. 
Seulement pour ce qui concerne les déchets de basse et moyenne activité et les déchets alpha. 
De nouvelles installations pour l'entreposage et le traitement des déchets de basse et moyenne activité sont en construction et devraient être achevées respectivement en 1991 
et 1992. 
Rôle assuré par l'organisme exécutif. 
59 
TABLEAUX! 
DEPENSES ANNIIFJ T ES EN MATIERE D'ACTIVITES DE 
R&D DANS LE DOMAINE DES DECHETS RADIOACTIFS 
MECUS 
19871 1990 
BELGIQUE 9.5 11 
DANEMARK 0.6 0.3 
FRANCE 48L) 85 
ALLEMAGNE 55 57 
GRECE 0.1 0.1 
IRLANDE 0 0 
ITALIE 10 5 
LUXEMBOURG 0 0 
PAYS-BAS 4.3 3.6 
PORTUGAL 0.1 0.1 
ESPAGNE 4.5 7.5 
ROYAUME UNI 56 63 
CCE 15 20 
(1) Seulement CEA 
1 Ref : Le cycle du combustible nucléaire : examen des politiques de R&D dans 
les Etats Membres de la Communauté Européenne - EUR 12380 (1987) 
60 
TABLEAU XH 
SUPERCOMPACTEURS DANS LES ETATS MEMBRES DE LA COMMUNAUTE EUROPEENNE 
(en service ou commandés) 
PAYS 
ET 
EMPLACEMENT 
FRANCE 
Centre de stockage 
Centre de l'Aube 
Usine de retraitement 
La Hague AD2 
Centrale nucléaire 
Bugey 
ALLEMAGNE 
Centrale nucléaire 
Brunsbuttel 
Centres de recherche 
Karlstein and Karlsruhe 
"Gesellschaft Fur 
Nukleare Service" 
Essen, divers endroits 
ITALIE 
Centre de recherche/ 
traitement des déchets 
Casaccia 
Nucleco, divers 
PAYS BAS 
Centre de recherche/ 
traitement des déchets 
Petten 
ESPAGNE 
Divers 
ROYAUME UNI 
Drigg 
Dounreay 
BELGIQUE TYPE 
Fixe 
Fixe 
Fixe 
Mobile 
Fixe 
Mobile 
Fixe 
Mobile 
Fixe 
Mobile 
Fixe 
Mobile 
Mobile 
Fixe FORCE 
MAXIMALE 
1000T 
1500T 
2000T 
2000T 
1500T 
1500T 
1500T 
2000T 
1500T 
1200T 
2000T 
Opérationnel 
en 1995 TYPES DE 
DECHETS 
CONCERNES 
DFA divers 
DFA divers 
DFA divers 
(Fûts de 180 
litres) 
DFA divers 
(Fûts de 180 
litres) 
DFA divers 
(Fûts de 220 
litres) 
DFA divers 
DFA divers 
(Fûts de 220 
litres) 
DFA divers 
(Fûts de 100 
litres) 
DFA divers 
DFA divers 
DFA divers 
DFA divers DOMAINE 
DE 
REDUCTION 
DE VOLUME 
D 
2-5 
2-16 
3-4 
3-10 
3-10 
3-6 
3-6 
5-10 
3-6 
5-10 
-
/; Dépend de la forme physique des déchets à l'entrée. Les valeurs basses de la fourchette 
se rapportent à des matières déjà précompactées. 
61 
TABLEAU Xffl 
INCINERATEURS DE TAIT J JE INDUSTRIE! I JE DANS LES ETATS MEMBRES DE LA 
COMMUNAUTE EUROPEENNE 
(en service ou commandés) 
PAYS ET 
EMPLACEMENT 
BELGIQUE 
Mol 
id 
FRANCE 
Marcoule 
Fontenay-aux-
Roses 
Pierrelatte 
Cadarache 
n 
Grenoble 
ALLEMAGNE 
Karlsruhe 
n 
H 
Julich 
n 
ESPAGNE 
El Cabril 
ROYAUME UNI 
Hinkley Point 
et Weylfa 
Harwell 
Dounreay ETAT 
En service 
remplacera le 
précédent 
Commandé 
En service 
n 
n 
n 
n 
En service 
n 
n 
n 
n 
Commandé 
En service 
n 
n FLUX DE DECHETS 
Déchets solides et 
petites quantités de 
liquides de faible activité 
beta-gamma 
Idem + quantités 
limitées de déchets de 
très faible activité alpha 
Solides divers 
Carcasses d'animaux 
Huiles et solvants 
Solvants usés 
Solides contaminés par 
du Pu 
Produits organiques 
Déchets solides 
contenant des émetteurs 
alpha 
Solides divers (beta-
gamma) 
liquides 
Déchets liquides de 
faible activité 
Déchets solides de faible 
activité 
Déchets de faible activité 
principalement 
organiques et 
biologiques 
Solides divers 
Huiles contaminées 
Déchets solides de faible 
activité 
Principalement déchets 
solides CAPACITE 
NOMINALE 
80 kg/h 
80 kg/h 
80 kg/h 
50 kg/h 
70 kg/h 
30 kg/h 
30 kg/h 
15 kg/h 
50-60 kg/h 
50 kg/h 
50 kg/h 
20 kg/h 
50 kg/h 
50 kg/h 
75 kg/h 
20/30 1/h 
136 kg/h 
3 000m3/an 
TABLEAU XIV 
ENTREPOSAGE DE COUS DE DECHETS RADIOACTIFS DE FAIBLE ET MOYENNE ACTIVITE DANS LA 
COMMUNAUTE EUROPEENNE 
PAYS 
Espagne 
Pays-Bas 
Belgique 
Royaume Uni 
France 
Allemagne 
Italie 
Portugal 
Grèce 
Danemark SUR LE SITE 
oui 
oui 
(provisoire) 
non 
oui 
oui 
oui 
oui 
non 
non 
non SITE CENTRALISE 
oui 
oui 
oui 
non 
oui 
(pour DFA générés par les 
"petits producteurs") 
oui 
(installations de Gorleben et 
Mitterteich) 
non 
oui 
oui 
oui REMARQUES 
L'installation d'El Cabril devrait recevoir progressivement des colis de 
déchets encore entreposés sur site de production. 
L'installation d'entreposage de Borsele est équipée pour recevoir à la fois 
des déchets de réacteur et de retraitement. 
Tous les différents déchets produits en Belgique sont entreposés à 
Mol/Dessel. Une extension de la capacité des bâtiments pour 
l'entreposage des déchets de retraitement devrait être terminée en 1993. 
L'entreposage ne concerne que les types de déchets ne répondant pas aux 
critères de stockage en surface sur le site de Drigg. 
Comme au Royaume-Uni, l'entreposage ne concerne que les types de 
déchets qui ne peuvent être stockés sur un site de surface ("Centre de la 
Manche" ou "Centre de l'Aube"). 
Dès qu'une installation de stockage pour les DFA et DMA sera 
disponible, seuls des sites d'entreposage centralisés seront exploités. 
63 
TABLEAU XV 
ENTREPOSAGE DE DECHETS VITRIFIES DE HAUTE ACTIVITE DANS LA 
COMMUNAUTE EUROPEENNE 
Pays 
France 
Royaume Uni 
Belgique 
Pays-Bas 
Allemagne 
Espagne 
Italie Installations (capacité 
disponible en 
m*) 
Marcoule 440 
160 
La Hague 900 
720 
Sellafield 1 200 
Dessel -
Origine : 
1) Eurochemic 250 
2) La Hague 75 
Borsele 60 
Gorleben doit être 
déterminée 
i 
_ 3 Durée de 
l'entreposage 
30 ans 
30 ans 
au moins 50 
ans 
au moins 30 
ans 
au moins 50 
ans 
100 ans 
au moins 15-20 
ans 
40 ans 
-Date de 
mise en 
service 
1978 
1996 
Juin 1989 
1996 
Février 
1991 
1986 
1993 
2000 
non encore 
définie 
_ 2 
1994 
1 Sera déterminé à la fin du siècle. 
2 Les déchets vitrifiés issus des opérations de retraitement à l'étranger seront 
retournés en Espagne après 2010. 
3 LÎS déchets vitrifiés de ENEL seront probablement entreposés sur le site d'une 
centrale électrique arrêtée. 
64 
TABLEAU XVI 
CAPACITE D'ENTREPOSAGE POUR LE COMBUSTIBLE USE 
(TONNES DE METAL LOURDE 
Pays 
Belgique 
Allemagne 
Espagne*" 
France 
Italie 
Pays-Bas 
Royaume Uni Année 
1990 
1350 
3 000 
1950 
13 000 
590 
0 
8 300 1995 
1350 
3 000 
4 030 
20 400 
590 
0 
8 300" 2000 
1350* 
3 000 
4 170 
21000 
580 
0 
8 300" 
**** 
***** L'extension de la capacité est à l'étude. 
Au-delà de cette date une capacité supplémentaire d'entreposage sera mise 
en service suivant les besoins. 
Une capacité supplémentaire pour le déchargement complet du coeur est 
disponible. 
Pas sur le site du réacteur. 
Comprend les installations de retraitement et les centrales. 

ISSN02S4-1491 
COM (93) 88 final 
DOCUMENTS 
FR 15 
N° de catalogue : CB-CO-93-109-FR-C 
ISBN 92-77-53531-8 
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