CELEX: 51978PC0167
Language: fr
Date: 1978-04-20
Title: PROPOSITION DE DECISION DU CONSEIL arrêtant un programme concernant le déclassement des centrales nucléaires (présentée par la Commission au Conseil)

ARCHIVES HISTORIQUES
DE LA COMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (78) 167
Vol. 1978/0055
 ---pagebreak--- Disclaimer
Conformément au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983,
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit
règlement.
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983
concerning the opening to the public of the historical archives of the European Economic
Community and the European Atomic Energy Community (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243,
27.9.2003, p. 1), this file is open to the public. Where necessary, classified documents in this
file have been declassified in conformity with Article 5 of the aforementioned regulation.
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1.
Februar 1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983,
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. September 2003
(ABI. L 243 vom 27.9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5
der genannten Verordnung freigegeben.
 ---pagebreak---         COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES
-
                                              , MS/\                 COM(78)167 final.
                             /•'                     r^A
                           hr -       ,,             c–\             Bruxelles , le 20 avril 1978 .
                           ! ';          ■ : y h 7 § ®j
                            1";                      J®7
                               V X -, ,    vv       sj
                                   PROPOSITION DE DECISION DU CONSEIL
                     arrêtant un programme concernant le déclassement des
                                          centrales nucléaires
                               (présentée par la Commission au Conseil )
  %
  , COM(78 ) 167 final
 ---pagebreak--- SOMMAIRE :
   PREFACE
   1ère   PARTIE : Situation et perspectives on ratière de déclassement do
                   centrales nucléaires
                   1 . Introduction
                   2 . Exnérience acquise en matière de déclassement
                   3 . Études de déclassement
                   4 . Techniques de déclassement
                   5 . Estimation des quantités de déchets provenant du
                       déclassement
                   6 . Principes directeurs
   Hère PARTI2 : Proposition de programme
                   1 . Exnosé des motifs
                   2 . Aspects nénéraux du programme proposé
                   3 . Actions de recherche et de développement
                   4 . Dégagement de * principes directeurs
                   5o Ventilation du budqet proposé
                                       χ
                                χ            χ
Annexe I :    Informations à l' appui de la 1ère partie          «
Annexe II  :  Description des actions de recherche et de dévelonpement
              proposées .
                                       χ
Proposition d' une décision du Conseil
 ---pagebreak---                                      - 2 -
PREFACE
Le Conseil a approuvé en mai '1977, • dans " le cadre du programme d' action
communautaire sur l' environnement , le principe d' une action dans le
domaine du déclassement des centrales nucléaires . Il a demandé à la Com­
mission de réunir et d' analyser les travaux effectués et les connaissances
acquises sur ce sujet , et de présenter au Conseil , sur la base des résul­
tats de ce travail , des propositions appropriées .
                             Le présent document a été établi avec l' aide
d' un groupe d' experts nationaux . La première partie comporte principale­
ment une analyse des travaux effectués et de l' expérience acquise , et la
deuxième partie contient une proposition de programme d' action indirecte.'
                  ^                                  '             '
                         . te domaine d' analyse et la proposition ont été
limités aux centrales nucléaires , à l' exclusion d' autres installations
nucléaires , telles que Les réacteurs de recherche et les installations du
cycle de combustible . Il a cependant été tenu compte de l' expérience
acquise en ce qui concerne ces diverses installations . Il y a lieu de
noter que les résultats attendus de l' action proposée seront également
utiles pour ces installations .                        '
*   JO n° C 139 du 13.6 . 1977
 ---pagebreak---                                          – 3 -
1ère PARTIE : SITUATION ET PERSPECTIVES EN MATIERE DE DECLASSEfïENT DE
                    CENTRALES NUCLEAIRES
1 . Introduction
    Le déclassement des centrales nucléaires est la disposition de celles-
     ci dans les conditions de sûreté nécessaires/ après leur mise hors service.
    L' objectif final est de libérer complètement le site de l' installation
    pour d' autres usages . Il faut toutefois garder à l'esprit que seulement
    une partie relativement petite d' une centrale nucléaire ( 15 - 20 % ) pose
    des problèmes liés à la présence de matériaux radioactifs .
    Toute centrale nucléaire parviendra à un moment donné au terme de son
    exploitation , mais une centrale peut être mise hors service pour diver­
     ses raisons . Une centrale prototype peut être déclassée lorsqu' elle
    a atteint son objectif , ou lorsque l' objectif a été abandonné . Les cen­
    trales faisant l' objet d' une exploitation commerciale seront mises hors
    service lorsqu' il n' est plus possible de les exploiter dans des condi­
    tions rentables et sûres . Une telle décision peut également être prise
    à la suite d' un incident , si la remise en service de l' installation
    s' avérait trop coûteuse ou impossible en raison du rayonnement .
    Lorsqu' une centrale a été mise hors -service ,, le combustible nucléaire ,
     les matières radioactives liquides et gazeuses et les déchets radio-       .
    actifs produits en fonctionhernent normal devraient être éliminés en
    premier lieu, par des opérations de routine . En ce qui concerne les
    mesures ultérieures , trois niveaux de déclassement ont été définis,
    dans le cadre de l' Agence internationale pour l'énergie atomique .
    Njve au_ 1 _ d    dé c l a ss g ment
    L' installation est maintenue pratiquement intacte . Les systèmes d'ouver­
    ture mécaniques ( vannes, bouchons , etc. ) de la première barrière de con­
    tamination sont bloqués et scellés en permanence . L' installation est
    mise sous surveillance et inspectée, de façon à s' assurer qu' elle reste
    en bon état .
    Nj ve au , 2 dg i déclassement _
    La première barrière de contamination est réduite à ses dimensions mini­
    males et scellée, toutes les parties faciles à démonter sont retirées .
    Le bouclier biologique ( p. e ." béton ) est élargi , de telle façon qu' il
     entoure .complètement, la barrière de protection .
 ---pagebreak---       Après une dé contaminât ion suffisante , l' enceinte de confinement peut
      être retirée . Les autres parties DY L' installation ( bâtiments OJJ équi­
      pements ) peuvent être démantelées ou transformées er. vus d' autres uti­
       lisations . Une surveillance autour de la barrière est nécessaire , mais
      pourra être moins importante qu' au niveau 1 . La partie scellée fera
       l' objet d' inspections externes .
                     lasserncnt
      Toutes les parties de l' installation dont le niveau de radioactivité
      reste significatif melgré les procédures de décontamination sont reti­
      rées . L' installation est alors libérée s-ans restriction . Aucune sur­
      veillance ou inspection n' est nécessaire du point de vue de l' a protec­
      tion radiologique .
    Les niveaux 1 à 3 sont quelquefois dénommés respectivement " mise sous
    cocon", " mise sous tombeau" et " démantèlement total ", bien que les signi­
    fications ne soient pas complètement identiques .
2 . Expérience' acquise on natière de déclassement
    20 centrales nucléaires environ ont déjà été mises hors service dans les
    pays occidentaux ( toutes situées aux Etats-Unis eu en Europe ). Cinq de ces
    centrales sont situées dans la Communauté :
          - Marcoule G 1 et Chinon 1 en France
          - Heissdampfreaktor ( HDR ) et Kernkraftwerk Niederaichbach en AlLemagne
          - Dounreay Fast Reactor au Royaume-Uni .
    Le déclassement de la plupart des centrales concernées n' a pas encore
    dépassé le niveau 1 . Ce niveau a été dépassé pour cinq 'Installations :
    HNPF, BONUS , ERR ( situées aux Etats-Unis), CNL ( située en Suisse ) et
    HDR ( Allemegne ).
               ι -                     '
    Ces opérations de déclassement ont été effectuées dans le respect des
    réglementations relatives à la protection du personnel et des populations ;
    aucun incident particulier.n'a été enregistré . Les opérations ont fourni
    une expérience précieuse en matière de technique et de coûts du déclasse­
    ment . Cette expérience n' est cependant pas directement applicable au
    déclassement futur de centrales nucléaires , et notamment de grandes
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       centrales commerciales , peur les raisons suivantes :
           - Les réacteurs concernés étaient de types particuliers , non utilisés
              dans les centrales commerciales ;
           - ces réacteurs étaient de taille relativement réduite ;
           - ces mêmes réacteurs ont été exploités pendant des périodes relati­
             vement courtes , et le niveau de radioactivité était en conséquence
             faible .                                      1
      Une expérience intéressante a également été acquise par le déclassement
    . d' équipements lourds de centrales nucléaires . En ce qui concerne la
      Communauté , il y a lieu de mentionner particulièrement
      lo démantèlement et le découpage tfe s boucliers thermiques des réacteurs à eau
   pressurisée de Trino Vercellese et de Chooz .
      Los opérations de déclassement de réacteurs de recherche et ci'installa-
   , tions du cycle du combustible ont permis également d' acquérir une expé­
      rience présentant un grand intérêt pour le déclassement des centrales
      nucléaires . Les principales opérations effectuées dans les pays Membres
      sont les suivantes :                                                        '
           - démantèlement total de l' installation de fabrication d' uranium de
             Le Eouchet ( Franco )
           - démantèlement total d' une petite installation prototype de retrai­
             tèrent à Fontency- aux - Roses ( France )
           - opérations de décontamination importantes sur des installations de
             retraitement à Mol ( Belgique ), à Dounreay ( Royaume-Uni ) et
             Trisaia ( Italie ).
      L' expérience acquise a été prise en compte et soigneusement extrapolée
      dans les études de déclassement de centrales commerciales , qui sont
      traitées au chapitre 3 .
                                                                            f
3 . Etudes de déclassement
3.1 Réacteurs à eau légère
        Les réacteurs à eau légère présentent un intérêt particulier , car ils
        représentent la plus grande partie de la puissance nucléaire installée
        et en construction , et car leur part augmentera encore au cours des *
 ---pagebreak--- prochaines décennies . Les problèmes de déclassement posés par les réac­
teurs à eau pressurisée , qui représentent environ £0 % des réacteurs
à eau légère situés dans les pays de la Communauté , et qui sont pris
                       1)
comme référence ici , et par les réacteurs à eau bouillante , ne présen­
tent pas de différences fondamentales .
Rad_i oacti v_lté
Le tableau suivant indique les inventaires de la radioactivité après
quarante ans d' exploitation , un ar. après l' arrêt du réacteur ( ordres
de grandeur ) :
          Composants (matériau)     l|      Poids             Activité
                                               t                 Ci
  Structures internes de la cuve             180    ν            107
  du réacteur ( acier inoxydable )
  Cuve du réacteur ( acier doux ,    ]       580               5000
  gaine en acier inoxydable?)         j
  Beuclier biologique ( béton, a *- j        430                700 '
  mature en acior doux )
                                     î
  Systèmes contaminés uniquement      i     6000               3000
  ( acier inoxydable )               I
                                     1                   I
                                      I                  1
La radioactivité totale est environ mille fois moins, importante que cell
qui est présente peu après l' arrêt , par suite de l' évacuation du com­
bustible et de la décroissance des nucléides à courte période . La plus
grande partie de la radioactivité provient de quelques structures in­
                                          /
ternes entourant le coeur , avec une activité spécifique maximum d' en­
viron 2 Ci / g .          *
L' activité des nucléides spécifiques est plus importante que ces acti­
vités totales . Il n' y a pas de quantité significative d' érretteurs alpha
radio-toxiques à longue "période . En raison du caractère pénétrant de
son tayonnement , le cobalt-60 détermine l' exposition du personnel lors
des travaux de déclassement ; il est donc décisif pour le degré néces­
saire de blindaqe et d' opération à distance . Sa décroissance , avec une
1 ) La capacité des centrales de référence est environ 1200 MWe .
 ---pagebreak---   période ae cinq ans , est la principale raison qui incite à différer le
  démantèlement . En raison ce leurs périodes longue et très longue* le
  nickel-63 et lo nickel-59 seront importants pour le choix de la méthode
  de stockage final ou d'évacuation des composants d' acier .
  àien que des quantités significatives de nickel-59 et nickel-63 peuvent
  Ctre présentés pendant des périodes importantes, leur danger biologique
  potentiel doit ôtre vu en juste proportion , compte tenu du niveau et
  de la capacité de pénétration faibles du rayonnement .
  Dos étuc'ss montrent que l' on pourrait procéder , bien que ceci ne constitue
  pas la solution optimale du point de vue de lo protection sanitaire et
/ des coûts , eu démantèlement et à l' élimination conplète dos installations'
  sitôt après la mise à l' arrGt (" Niveau 3 immédiat "), d' autre part , il
  ne serait pas pratique de différer le niveau 3 jusqu' au moment où il
  serait atteint par la seule décroissance des rao'ionucléidcs . Les prin­
  cipales raisons incitant à passer au niveau 3, semblent 3tre lo dégradation
  des barrières de dé contamination , les dépenses courantes pendant les
  autres niveaux et , le cas échéant , des dispositions d' autorisation
  nationales . La valeur économique du terrain récupéré serait comparativement
  faible . Un site nucléaire peut présenter une grrnde valeur pour le pro­
  ducteur d' électricité , mais il serait généralement possible de construire
  une nouvelle centrale sans démanteler le bStirçent du réacteur de l' ancienne
  installation, étrnt donné que celui-ci n' occupe qu' une surface réduite
  du site .
  L' intérêt de procéder au niveau 2 , au lieu du niveau 1 , dépend dans une
  large mesure de réglementations nationales . Le niveau 2 n' a généralement
  aucun avantage esthétique et ne permet pas de libérer le sol , étant
     Nickel-63 s pérjode de 90 ans ;  Nickel-59' : période de feO.OQG ans .
 ---pagebreak--- donne que la mise sous torbeau souterrain apparaît irréalisable et que
d' importantes structures de surface, ou mSrr.e tout le bStiment de confine­
ment , comme le prévoit une étude américaine / resteront pendant le ,          '
niveau 2 .
C o û t:_du_dé>ç_l ei_ssçne rjt
Les coûts du déclassèrent résultent des travaux de dé classement à U
centrale , de la cestion et évccurtion dos déchets produits et , tant que
le niveau 3 n' est pas atteint , de la surveillance et de l' entretien de
l' installation . La méthode d' évacuation des déchets détermine le coût
de l' évacuation et peut en plus conditionner des opérations précédentes
et leur coûts . La méthode d' évacuation n' étant pas encore connu , les .
estimations de coût ont été basées sur des méthodes o'évacuation supposées
et sont en conséquence drns une certaine mesure hypothétiques . Les esti­
mations suivantes ont été établies dans une étude américaine ( A)*et unç
étude européenne ( Eftën ni liions du dollars US 1975 , y compris l' élimina­
tion do bâtiments non nucléaires ).
   Alternative de déclassement
                                                        i          F.tude          . I
                                                             A               E
   Niveau 3 immédiat                                       27    '          79
   Niveau 3 diffère             - après niveau 1           23             ' 64
                                - après niveau 2           25
   1 ) Report après mise à l' arrêt : 108 ens pour A , 40 ar.s pour E ;
         pas de garde permanent durant le niveau 1 .
Ces coûts vnrient de 4 à 13 7- environ du coût de l' Investissement de
l' installation en 1975 . La différence entre les dsux estimations est'- dans
une largo mesure due aux différentes méthodes d' évacuation des déchets
supposés , qui représentent pratiquement des extrêmes opposés en ce qui          ;
concerne leur effet sur les coûts . L' étude A est bt.sde sur - les conditions
financières et techniques en vigueur rux centres industriels J' enfouisse–
ment à faible profondeur , mais suppose que la limite de radioactivité est
fortement augmentée ( cette hypothèse , certainement peu réalirte , affecte
seulement le c*s du niveau 3 i^medirt ). L' étude E est basée sur les
conditions en vigueur à une installât-ion oxpcri..:ontale d' évauntior. géo­
logique , qui nécessitent en particulier l' emballage de tous les déchets
dans de petites unités .
 s Etude A : AIF/NESP-009SR:' étude E : EUR 5728d .
 ---pagebreak---                                  -  9-
En outre , ces coûts ne sent pas actualisés . Une comparaison de coûts
dus à des époques différentes implique cependant de 'façon inévitable
une actualisation ; " ne pas actualiser " revient à l' utilisation d' un taux
d' actualisation de zéro . Les taux d' actuali sation peuvent être choisis
sur la base dos taux d' intérêt et d' inflation anticipés , des pratiques
du producteur d' électricité ou de considérations macro-économiques .
Aucun taux spécifique ne peut donc être proposé ici , mais il y a lieu
de souligner l' influence capitale ce l' actualisation , même si l' on s' en
tient à des taux très faibles de l' ordre de 1 % par an . Cette influence
tend à réduire le rapport entre le coût du déclassement et le coût d' in­
vestissement , et ceci d' autant plus que le niveau 3 sera différé , per­
mettant la croissance dos fonds de provision .
Le coût correspondant auxniveauxî et 2 serait inférieur au coût prévu
dans les études , si l' installation déclassée partageait le site avec au
moins une installation en cours d' exploitation , ce qui devrait être le
cas le plus fréquent dans un avenir prévisible . D' autre part , un service
de sécurité permanent , qui pourrait s' avérer nécessaire pour une seule
installation durant le niveau 1 , entraînerait un supplément de coût . .
Les hypothèses de déport indiquent des coûts d' entretien annuels
constants et excluent des travaux important^, mais il a été reconnu que
ceci pourrait d' avérer peu réaliste , notamment pour des périodes de
réport importantes . Il est probable que les frais d' entretien augmen­
teront à long terme , si l' on veut éviter une dégradation excessive de
l' installation , et il pourrait s' avérer avantageux en conséquence de
passer au niveau 3 plus tôt . Cette éventualité devrait faire l' objet
d' études complémentaires .
L' exposition professionnelle aux rayonnements semble constituer le prin­
cipal problène de sûreté pendant le déclassement . Il est nécessaire non
seulement de respecter les doses limites individuelles , mais aussi de
maintenir dans des limites acceptables la dose d' irradiation totale .
Outre l' utilisation d' écrans d ? blindage , de ls manipulation à distance
et d' enceintes pourvues d' une ventilation contrôlée , une planification
précise des opérations de déclassement successives est essentielle .
Une estimation des doses totales , figurant dans l' étude A déjà mentionnée ,
 ---pagebreak---                                          - 10-
       donne 630 homme-rem pour le niveau 3 frréditt      environ 450 hommç- Pem pour
       les niveaux 1 ou 2 suivi ? du niveau 3 différé ( 108 ans après mise à
       L' arrêt ). Il faut cependant mentionner que 'des doses substantiellement
       plus élevées ont été estimées dans d' autres études .         '
3.2 Réacteurs refroidis aux gaz ,
       Les réacteurs graphite-gnz . constitueront probablement la majorité des
       centrales nucléaires , cui seront désaffectées avant la fin de ce
  •    siècle .   ;
       Parmi les différences importantes en matière de radioactivité par rap­
       port aux réacteurs à eau légère , il y a lieu de mentionner des activités
       spécifiaues moins importantes mais des volumes plu ? considérables / la
       prépondérance de l' acier doux sur l' acier inoxydable et les quantités
       importantes de graphite , qui se trouvent toutefois présentes sous la
       forme    de pièces maniables . L^s quantités suivantes ont été données
       pour la cuve do pression et les structures internes de la cuve d' un
       réacteur Magnox commercial typique ( capacité : 250 MWe ) : 2.500 tonnes
    ' d' acier doux , 100 tonnes d' acier inoxydable et 2.500 tonnes de graphita .
       En ce qui concerne le béton de l' écran biologique, seulement une couche
       interne est activée . L' épaisseur de cette couche sera d' environ , 1,5 m
       deux ans après la mise à l' arrêt et diminuera avec le temps en raison
       de ta décroissance des rariionuclcides . Néanmoins , ce béton activé cons­
       titue la plus grande quantité des déchets à éliminer . En raison de leurs
       dimensions , ainsi que de la surface et de la géométrie des tubes , les
       échangeurs de chaleur poseraient d' importants problèmes de décontamina­
       tion .
       L' étude de déclassement d' un réacteur Magnox commercial représentatif
       est encore en cours , mais une étude technique^étai liée sur Le réacteur
     . avancé refroidi .au gaz.de Windscole ( W.A.3.R. ) a été effëctuéC / et ses
       conclusions seront Drobablement applicables aux réacteurs Magnox .*
       L' étude sur le W.A.G.R. est basées dans un cas sur une procédure pro­
       gressive, considérant le niveau 1 comme une phase intermédiaire , le
       niveau ? comme un niveau de stockage de durée indéterminée , et le niveau
       3 comme l' objectif ultime . L' autre cas étudié est la progression au ni­
       veau 3 , à partir de la mise à l' arrêt , en une opération continue .
       L' étude aboutit . notamment à la conclusion qu' il est possible de réaliser
 ---pagebreak---                                      - 11
  un état de niveau 2 qui serait satisfaisant à lonç terme et qu' il n' y a
' pas d' obstacle technique à procéder directement au niveau 3 . La concep­
  tion du niveau 2 diffère de celle qui est envisagée aux Etats-Unis pour
   les réacteurs à eau pressurisée , par le démantèlement de l' enceinte de
  confinement et des échanoeurs de chaleur, entraînant une réduction con­
  sidérable de la surface occupée de l' effet visuel . Pour les réacteurs
  Mrgnox à cuve de pression en acier , quelle que soit la capacité , la
  structure restante se présenterait sous la forme d' un cylindre d' environ
  30 m de diamètre et de 18 è 30 ir. de hauteur au-dessus du sol .   :
  Uns étude de démantèlement détaillée a été effectuée sur le réacteur
  Chinon 1 , une installation prototype à graphite-gaz de 70 MWe , dont
  l' exploitation a été arrêtée pour des raisons économiques en 1973 , après
  une exploitation de dix ans avec un facteur de charge moyen d' environ
  50 'A . Sur la base de mesures d' activité effectuées sur des échantillons ,
                     t                                 '
  l' activité fin 1975 du modérateur de graphite ( 1050 tonnes ) a été esti­
  mée à 3.000 Ci de cobalt-60 , 1.200 Ci de tritium , 300 Ci de carbone-14
  et 0,5 Ci de plutonium- 239 et - 240 . Des mesures effectuées à l' intérieur
  des canaux de combustible ont donné des doses de l' ordre de 10 rem/ h
  pour le graphite , avec un maximum de v 40orem/ h auprès de la plaque
  d' acier supportant le coeur . Les composants cj'acier activés atteignent
  environ 1.500 t . Les premières mesures ont montré que le béton du bou­
  clier biologique n' est pas activé .
  L' étude sur Chinon 1 compare l' approche directe des niveaux 1 , 2 et 3 .
  Pour le niveau 2 , on a envisagé d' inclure la cuve du réacteur et les
  é changeurs de chaleur dans un bloc de béton , et de démanteler les
  autres systèmes contaminés , en stockant les composants dans des locaux
  scellés dans l' enceinte de confinement . On est parvenu à 13 conclusion
  que cette procédure n' améliorerait pas la sûreté par rapport au
  niveau 1 , et qu' elle compliquerait le passage ultérieur au niveau 3 .
  Ce dernier a été étudié en détail , y compris la conception de l' équi­
  pement de manipulation à distance nécessaire .
  Il a été décidé sur la basé de cette étude de transformer l' installa­
  tion en musée nucléaire . Cfîtte transformation , qui permettrait en
  particulier l' accès du public à une partie de l' enceinte de confinement ,
 ---pagebreak---                                          - 12 -
       devrait être terminée en 1978- ou 1979. L' option de passer au niveau 3 ,
       30 ans plus tard , reste ouverte .                        ' '
  3.3 Déclassement à la suite d' un accident important
       Les études mentionnées aux chapitres précédents < 3.1 et 3.2 ) sont basées
       sur des installations irises hors service    dans des conditions normales .
       Des accidents importants , entraînant une contamination Importante à
       l' intérieur de l' enceinte de confinement , poseraient des problèmes
       de déclassement spéciaux et compliquerait môme des opérations de routine ,
       telles que le déchargement et l' évacuation du combustible . Bien que la
       conception des installations tienne compte de tels accidents , leur im­
       pact sur le déclassement n' est pas bien connu . Les premières études ,
       actuellement en cours , ont montré la nature complexe de ce problème .
  4 . Techniques de déclassement
 4.1 Dé contaminât ion
       Dans la plupart des cas , la décontamination effectuée pour le déçlasse-
       ment 'visera à faciliter le démantèlement et le traitement ultérieur des
       composants grSce à la réduction du taux de radiation et à l' élimination
       de la contamination par particules non fixées . Un.eutre objectif possi-
»      ble est la " dé contaminât ion complète", c'est-à-dire la dé cent ami nation
       conduite jusqu' à la limite admissible pour le rejet non contrôlé de
       matières , en vue de réduire le volume de déchets radioactifs .
       Les avantages de la décontamination doivent être comparés avec les
       risques des opérations , la formation de déchets secondaires et les
       coûts . Les opinions divergent sur l' effort de décontamination raisonnable .
       Cette question mérite d' être approfondie mais on ne peut pas lui donner
       de -réponse sans une meilleure connaissance des options techniques .
       Les seules techniques de dé contaminât ion éprouvées sont celtes qui sont
       actuellement utilisées dans le cadre de l' exploitation des réacteurs , et
       que l' on peut classer comme suit :
        .- la^déçontamination^es^systèrres, appliquée à . l' intérieur des . .
            systèmes fermés de la- centrale et utilisant des agents chimiques
 ---pagebreak---                                             - 13 -
                                                        /
        ~ Ig-décontarni n ation nar , i mmersion , appliquée à des composants déman­
           telés , et utilisant des agents chimiques , généralement combinés avec
           des moyens mécaniques , tels que brossage ou les ondes ultrasonores
        "" -La. >jé contamin ât ion par jet , appliquée localement par des ouvertures
           è des systèmes eu à des composants démantelés dans des cellules
           spéciales , ou même à la surface de locaux , à l' aide de jets de
           vapeur ou de liquide ou d' un mélange de liquide et de particules
           abrasives .
   On possède une grande expérience de ces techniques mais elle est diffi­
   cile à interpréter . Les facteurs de décontamination obtenus accuseht ,
   en fonction des conditions particulières , de larges variations qui ne
   sont pns encore bien comprises .
                                                                » •
   C « s techniques éprouvées ont été conçues pour être appliquées à des compo­
   sants à entretenir ou à réparer , c'est - à- dire à la conditbn de préserver
    leur intégrité . Bien qu' elles soient également employées utilement pour
   le déclassement , il serait souhaitable de disposer de méthodes plus ri­
   goureuses , produisant une décontamination plus efficace . Il peut s' agir
   de variantes des techniques éprouvées : par exemple , décontamination des
   systèmes et par immersion , utilisant des agents chimiques plus agressifs
   ou décontomination par jet , utilisant une pression plus élevée ou des
 * particules plus abrasives , etc. Les techniques peuvent aussi être fonda­
   mentalement nouvelles .
   La décontamination des systèmes possède l' avantage de précéder l' ouver­
   ture et le démantèlement du système en cause , ce qui réduit l' exposition
   du personnel . Elle atteint une grande surface à la feis mais elle ne peut
   pas être appliquée sélectivement à des pointes locales de contamination .
   Elle est également moins efficace dans les crovasçes et les extrémités
   fermées des systèmes où la contamination se concentre fréquemment . En
   conséquence , la décontamination des systèmes ne conduit généralement pas
   à une dé contaminât ion complète . Le volume important de certains systèmes ,
   tels que le circuit dç refroidissement primaire , et la nécessité de
\ procéder à plusieurs étapes de dé contaminât ion et de rinçage conduisent
   à l' accumulation de très grandes quantités de liquide radioactif qui sont
   susceptibles de poser des problèmes de stockage intérimaire et de traite­
■ ment . Eh outre , l' attaque différente 'des matériaux variés d' un système et
   la propagation de la contamination à dos régions initialement propres
   sont des asoects à prendre en considération .
 ---pagebreak---                                             14
      Pour la dé contaminât ion par immersion , il peut être fait usage du maté­
      riel existant peur des composants de petites dimensions mais il faut en­
      visager l' attâcjue corrosive des cuves en présence d' agents chimiques
      plus agressifs . Les composants plus importante- poseront des problèmes
      d' espace , d' équipement et de volume de liquide produit .
   . Les nouvelles techniques suivantes ont été proposées :
      - La décontamination par agents chimiques appliquée sous forme de couche
         superficielle , psr exemple pâtes et sels fondus . Des expériences
         réalisées en laboratoire ont donné des résultats prometteurs , à
         savoir une efficacité élevée et un faible volume do déchets
         secondaires .                                              V
      - La décontsmination électrolytique recourant à des procédés similaires
         à ceux de l' électropolissage cornu dans l' industrie non nucléaire .
      - La dé contamination par des méthodes explosives . Des expériences pré­
         liminaires ont démontré que la pellicule d' oxyde qui intègre la con­
         tamination des composants en acier peut être écaillée c!u métal do
         base . Cette technique produirait un très faible volume de déchets
         secondaires .
                1                            '                            '
4.2 Démantèlement"
            1 "                                                                   »
 .    Démantè lement_de s_ comQO sant swen_ acier
                                                      l' '                  '   1   '
      La cuve du réacteur et l' équipement interre de la cuve du réacteur
      posent les plus graves problèmes de démantèlement . Compte tenu du taux
      de radiation élevé , les opérations doivent être effectuées à distance .
    . Les parties les plus activ&s de l' équipement interne de la cuve des
      réacteurs à eau légère seront de préférence découpées sous eau , l' eau
      faisant office, d' écran et réduisant la production d' aérosols . Certains
      composants ont une paroi très épaisse , jusqu' à 500 mm ( bride dé la cuve
      des réacteurs à eau pressurisée ).
      Les techniques mécaniques , telles que le découpaqe et le sciaqe , peuvent
                        • .                                                 N -
      Être appliquées sous eau mais elles demandent du temps et des supports
      lourds . Dans le cas des techniques thermiques , i,l convient d' accorder
      une attention particulière au confinement dos aérosols .- Le découpage
      à l' arc de plasma , qui peut 5tre . effectué sous eau , parait intéressant .
                                                   /
 ---pagebreak---                                   - 15 -
Actuellement , ce procédé peut être utilisé pour une épaisseur de paroi
allent jusqu' à 170 mm mais il paraît susceptible d' être développé peur
atteindre- 500 mm. Une autre technique prometteuse est le découpage au
chalumeau au propane . La séparation par électro-fusion peut être utilisée-
dans le cas de pprois épaisses mais cette technique présente l' incon­
vénient de produire une grande quantité d' aérosols .
En ce qui concerne le démantèlement des tuyaux , l' élimination de l' iso­
lation thermique peut poser des problèmes particuliers . Par ailleurs ,
il n' existe pas à l' heure actuelle de technique satisfaisante de décou­
page de tuyaux de grand diamètre et de paroi épaisse , telle que ceux em­
ployés drns le circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée .
Le découpage des tuyaux par des méthodes explosives est une technique
nouvelle à développer . Les expériences réalisées sur des , tuyaux de
taille moyenne ont montré que ce3 méthodes permettent de désassembler
un tuyau   et d' obturer ses extrémités en une seule opération .
Démantè lernçnt_des_st ruçtu^es_en-bé ton
La structure en béton qui pose te principal problème de démantèlement
est , en général , le bouclier biologique . Des difficultés particulières
dues è l' énergie stockée peuvent surgir dons le cas de certaines cuves
de pression en béton précontraint , employées dans quelques réacteurs
gaz-graphite .                             •     ,   ,
Il existe plusieurs techniques éprouvées de démantèlement du béton .
En ce qui concerne la technique explosive , des charges placées dans des
trous désintègrent la structure ou La brisent en couches . Cette
réthode , relativement coûteuse , demande du temps . Dans le cas de la
technique de la lance thermique , des trous rapproches et en ligne
sont formés drns le béton par un jet d' oxygène auquel du fer est fourni
comme combustible . Cette technique de démantèlement est relativement
ranide mais s' accompagne de la formation intense ce fumée . En outre le
sciage , le ciseau hydraulique ou pneumatique ou le jet d' eau à haute
pression peuvent être utilisés .
Ces techniques éprouvées devront 5tre développées et adaptées pour per­
mettre de procéder aux opérations de démantèlement futures qui seront
plus difficiles . D' autres techniques à envisager sont le clivage
 ---pagebreak---       hydraulique , te dé'coQpago aù chalumeau et lé , forage et le clivage par ..
  '   congé letton . -                              v
4.3 Matériel . nécessaire pour les opérations effectuées à distance
      Les opérations effectuées à distance telles que le démantèlement , ls
      décontamination , le conditionnement et l' emballage nécessitant un maté­
      riel spécial pour tenir et déplacer des outils , des appareils de mesure ,
      des té lé - camé ras et les pièces à traiter . Ce matériel oeut Str <? conçu
     pour un usage spécifique ou pour des usages multiples . Il relève d' une
      technologie qui est déjà appliquée dans dos réacteurs et des cellules
      chaudes mais il doit être agrandi à l' échelle et perfectionné pour
      les opérations de déclassement .        ' '
4.4 Gestion et stockage des déchets provenant du déclassement
      Le conditionnement , l' embatlage , le transport et le stockage ou L' éva­
      cuation constituent une série d' opérations qui doivent Être optimisées
     globalement sur la base des caractéristiques spécifiques du - type de
      déchets considéré . La mise au point de concepts optima de gestion des
      déchets provenant du déclassement en est encore au stade préliminaire .
      Les déchets résultant du démantèlement des principaux composants activés
      se caractérisent par des dimensions initiales importantes et par le fait
      que l' essentiel de la radioactivité est fixé dans le métal de baSe .
      Une idée directrice concernant la gestion de ces déchets est de limiter
      le découpage aux exigences nécessaires pour te transport , afin de mini­
      miser le travail sous radiation et la propagation des matières radio­
      actives . En conséquence , il y aurait lieu , pour certains composants , de
      concevoir des conteneurs de transport de grandes dimensions et des
      installations de stockage destinées à do grandes unités .
      Et} ce qui concerne les tuyauteries contaminées , un traitement réduisant
    '                            \
      te volume de stockage paraît souhaitable . Le compactage mécanique , le
      concassage cryogénique et , la , fusion sont des techniques proposées . La
      faisabilité de tels traitements doit être étudiée en examinant également
      s' il convient de les effectuer sur le site de La centrale nucléaire ou
      dans une installation centrale .
 ---pagebreak---                                          - 17 -     .
     En ce qui concerne Les déchets o'e béton radioactif ,, il serait souhéitab-
      le d' avoir une méthode pau coûteuse pour l' immobi Lisation à long terme
     des radionucléides .
     On a proposé l' incinération contrôlée du graphite résultant du déclasse­
  . ment des réacteurs gaz-araphite et des réacteurs avancés refroidis au
     gaz . Pour décider      si cette méthode convient , il est nécessaire d' étudier
     non seulement son effet radiologique local , mais également les réper­
     cussions à long terme du rejet dans l' atmosphère de . quantités considé­
     rables du radionuclide à longue vie carbone-14 , compte tenu de sa con­
     tribution au rayonnement ambiant dans le monde .
     Les déchets secondaires ne doivent pas faire- ici l' objet d' un examen
     particulier puisqu' ils peuvent être gérés de manière appropriée selon
     les méthodes actuellement appliquées aux déchets formés dans les cen­
     trales nucléaires en service .
     Les méthodes suivantes ont été «envisagées par certains pays pour le
     stockage final ou l' évacuation de différent ? types de déchets provenant
     du déclassement : le stockage en surface , le stockage dans une ancienne
     mine , l' élimination dans des trous forés en profondeur et le déverse­
     ment en mer .                           ...      .                          .
5 . Estimation des quantités ri ? déchets radioactifs provenant du          •
   " dé classement
5.1 . Considé rations générales
        Les informations ci-après sont nécessaires pour estimer la formation
        rie déchets radioactifs s la suite du déclassement de centrales nuclé­
        aires :                                                     v              .
           a ) le calendrier de mise hors service des centrales
                                      »...                            ■ •     •
           b ) l' inventaire des composants, systèmes et structures radioactifs
               des centrales et l' estimation des radionuclides y associés
           c ) le calendrier des travaux de déclassement et , notamment , de
               démantèlement
                                                            *
           d ) la mesure dans lacuelle le volurie et la radioactivité initiaux des
               matériaux concernés sont modifiés par la dé contamination , le con­
               ditionnement , l^enballaço , etc. , et la production de déchets
               secondaites .
                                                                          /
 ---pagebreak---                                           18 -
       Les résultats d' une première approche- du peint a ) sont indiqués au
       noint 5.2 ci-après .  -,
        En ce qui concerne le point b ), étant donné la variété des centrales
       nucléaires existantes , elles doivent être pour la plupart examinées indi­
       viduellement . Des informations partielles sont déjà disponibles mais il
       reste à accomplir un travail important pour établir le bilan complet des
       inventaires do radioactivité .
       Pour l' évaluation des points c ) et d ), il y a lieu d' élaborer des straté­
       gies de référence ; ceci est à considérer comme une tSche à long terme .
. 5.2 Mise hors service des centrales nucléaires
       Une estimation ferme du catendrier de miss hors service des centrales
                               *
      nucléaires est prématurée étant donné que leur durée de vie onûration-
      nelle est dans une large mesure incertaine . Le tableau ci-dessous peut
       indiquer une évolution possible . Il prend en considération les centrales
     'qui sont actuellement en service ou en construction dans les pays de la
       Communauté et se base sur l' hypothèse d' une durée de vie opérationnelle
      de 30 ans , sauf pour certains prototypes de centrales pour lesquels ont
      été èdoptées des périodes spécifiques plus courtes .
       r
       \
       I        Type du réacteur             Réacteurs mis hors service pendant la
                                                ■■       i
                                                                    période
       !_:            __            _        1981-1990   j     1991-2000        2001-2010
                                                          I
                                                                   . ■ . ,  I
         Réacteurs gaz-graphite et avancés
         refroidis au gai:              „          11         ' , 20 , V I           14
       J Réacteurs à eau légère .                           -   -        7           37
      j Autres types                                o
                                                    C                    2           Λ
         Total                                     16            •      29    !    ^55 '
 ---pagebreak---                                      - 19 -
6 . Principes directeurs                               '        '
    Les principes directeurs concernant le déclassement ne peuvent être
     formulés dans un proche avenir que dans des termes très généraux ; ils
    deviendront progressivement plus élaborés au cours d' un processus à long
    terme . Far ailleurs , il convient de tenir compte dans l' examen effectué
    au niveau de la Communauté des différences entre les pays membres ,
    notamment dos tynes de réacteurs utilisés , des conditions liées aux ter­
    ritoires et de l' urgence du déclassement .
    Les travaux de la Communauté dans ce domaine ne doivent pas faire double
    emploi avec les initiatives prises à l' échelon mondial par l' Agence in­
    ternationale de l' énergie atomique > ni y faire obstacle , mais il faut
    reconnaître que la Communauté serait mieux en mesure de faire entendre
    son point de vue dans ce cadre plus largo si elle avait des conceptions
    concrètes étayées par des études appropriées .
6.1 Principes directeurs en matière de conception et d' exploitation des
      centrales nucléaires en vue d' une simplification du déclassement
      Il ressort des études que les centrales nucléaires modernes ne soulèvent
      pas sur le plan du déclassement de difficultés majeures nécessitant des
   • changements fondamentaux de conception . Des améliorations visant à faci­
      liter le déclassement ont été proposées et paraissent possibles en ce
      qui concerne des aspects tels que la disposition , la conception et les
   . matériaux des composant ? de centrales .
      Des mesures introduites de plus en plus largement dans les centrales
      nucléaires modernes pour faciliter les travaux d' entretien et de répa­
      ration pendant la période opérationnelle faciliteront aussi en fin de
                                                           \
      compte le déclassement .
6.2 Principes directeurs en matière de déclassement des centrales nucléaires
      Les opérations de déclassement sont soumises à une réglementation nuclé­
      aire générale mais il n' existe pas encore dans les pays membres de cri­
      tères détaillés de déclassement . A titre d' exemple , les limites oe radia­
      tion admissibles pour le personnel et pour la population sont définies
      dans la réglementôtion générale mais des critères ne sont pas fixés pour
      la libération des équipements et des sites . Ces questions ont été
 ---pagebreak---                                    - 20
résolues cas par cas Lors des opérations de déclassement précédentes .
A c<?t cgard ^. il convient de- signaler les efforts entrepris actuellement
par l' Agence internationale de l' énergie atomique .
  4
 ---pagebreak---                                        - 21 -
                           IJ.e PARTIE : PROPOSITION DE PROGRAMME
1 . Exposé des motifs
     D' importants développements en matière de concepts et de techniques
    seront nécessaires pour procéder au déclassement des centrales nucléaires
    dans les meilleurs conditions possibles , du point de vue sanitaire et du
    point de vue économique . Les solutions retenues peuvent exercer une
    influence sur le développement de l' énergie nucléaire , par leur impact
    économique et par l' accueil que leur réservera le public .
    Ftant donné que le nombre d' installations à déclasser ne connaîtra
    qu' une progression lente nu cours des prochaines décennies , et que le
    démantèlement des installations peut d' autre part , si nécessaire , être
    remis à une date relativement lointaine après la mise hors service , on
    pourrait en conclure qu' il n' y a pas lieu de déployer des efforts par­
    ticuliers pour résoudre les problèmes de déclassement à l' heure actuelle .
    Cette conclusion constituerait cependant une dangereuse erreur , pour les
    raisons suivantes :
                                        ι -
    - Les caractéristiques de conception facilitant le déclassement devraient
       être développées et utilisées de plus en plus dans la conception de
       nouvelles installations .
    - La recherche , le développement et la mise en oeuvre des solutions opti­
       males demandent des délais importants . Les développements techniques
       dépendront du cadre juridique et administratif , et en particulier des
        critères de rejet ou d' acceptation des déchets dans des centres de
       stockage . L' industrie doit donc connaître lo plus tôt possible les
       principes directeurs dans ce domaine . D' autre part , une meilleure con­
       naissance des options techniques possibles est nécessaire , pour déter­
       miner le cadre juridique et administratif correspondant .
    - Une meilleure connaissance des coûts de déclassement permettrait aux
       producteurs d' électricité de constituer des provisions pour le déclas­
        sement en accord avec les dispositions nationales .
    - Une opération de déclassement peut revêtir un caractère d' urgence dans
       des situations particulières , prT exemple après un incident .
 ---pagebreak---  IL devient de plus en plus important , pour que la public accepte les
nouvelles installations , de disposer de concepts élaborés et reposant
 sur des bases saines pour les phases terminales de la production
d'énergie nucléaire , même si des solutions définitives ne sont pas
encore réellement nécessaires . On pourrait même envisager.de démanteler
une installation plus tôt qu' il ne serait normalement nécessaire , afin
de démontrer la practibiUté d*un concept de déclassement .
La Commission estime par conséquent qu' au delà des travaux de recherche exécutés dans
 le Centre Commun de Recherche , une actien indirecte regroupant les moyens au niveau
communautaire permettrait de réaliser des économies de temps et d' argent grâce
aux échanges d' information et à la répartition des tâches. Une approche
comminautaire pourrait en outre contribuer à faire accepter par le
public les solutions adoptées par les Etats membres, quelles que soient
les différences qu' entraînent les caractéristiques particulières des
installations nucléaires et les autres conditions nationales . Des tra­
vaux déjà en cours dans' un pays membre pourraient être poursuivis dans '
                 '                 i '•              •         »      '     / . "
lë cadre du programme commin , si ce pays en est d' accord et si les travaux pré­
sentent un intérêt pour la Communauté . La nature de service public qui
caractérise cette tâche, et l' importance secondaire des intérêts commer­
ciaux en jeu, faciliteront uie approche communautaire .
Aspects généraux du programme proposé
Le programme , qui est proposé pour une période de cinq ans à partir
du 1er juillet 1978 , doit être considéré comme la première phase d'une
action à plus long terme . Il consiste en une série d'études et de pro­
jets expérimentaux visant à dégager les solutions tes plus appropriées ,
à la fois du point de vue sanitaire et du point de vue économique , pour
le déclassement des centrales nucléaires .
La Commission financera en grande partie ces études et ces projets,
et les coordonnera avec l' aide d' un Comité consultatif en matière de
gestion de programme comprenant des représentants des Etats membres, et
des fonctionnaires de" la Commission . Ce Comité, devra se réunir dès que         (
le programme aura été approuvé . Les travaux seront effectués par des
                                   *
organismes publics ou privés qualifiés des Etats membres .
 ---pagebreak---                                          23
    Le programme tient compte des activités des organisations internationales ,
    afin d'éviter les doubles emplois. D' autre part , le champ d' application
    du programme a été strictement délimité , afin d'éviter toute diplication
    avec le programme communautaire concernant la gestion et le stockage
    des déchets radioactifs .
    Il tient compte en particulier des activités concernant la dé contamination
    de composants de réacteurs conduites au CCR dans le cadre de son programme
    plurl annuel 1977-1980 et sera strictement coordonné avec ces activités .
    Le programme pourrait faire l' objet d'une révision à la fin de la
    deuxième rnnée, afin de le réorienter ou l' amplifier , t1 nécessaire,
    sur la base des résultats obtenus .
                                                                            \
3 . Actions do recherche et de développement
    Les actions proposées, qui sont décrites i l' annexe IZ , portent sur
    les sujets suivants s       .
    Attion No 1 : Intégrité à long terme des bâtiments et des systèmes .
    Action No 2 : Dé contamination en vue du déclassement .        (
    Action No 3 : Technique de démantèlement .
    Action No 4 s Traitement de déchets spécifiques : acier , béton et
                   graphite .
    Action No 5 : Conteneurs de grande dimension pour le transport des
                   déchets radioactifs provenant du démantèlement des
                   centrales nucléaires .
    Action No 6 : Estimation des quantités de déchets radioactifs provenant
                   du déclassement de centrales nucléaires dans la
                                                    *     *
                   Communauté .
    Action No 7 : Influence de caractéristiques de conception de centrales
                   nucléaires sur le déclassement .
     Ces propositions ont été élaborées à partir de l' expérience acquise
     et des études effectuées, décrites dans la première partie du présent
    document .
 ---pagebreak--- En plus de ces propositions , une participation de La Communauté est
envisagée en vue d' une opération à grande échelle , effectuée dans le
cadre du déclassement d' une centrale ou d' un composant important d' une
centrale , comportant l' essai de_nouvelles techniques ou l' extension de
techniques enrouvées à une gamme de conditions plus large , telles que
les dimensions et le niveau de radiation des composants . Aucune action
spécifique ne pouvant être proposée à l' heure actuelle , ce sujet est
                         *
mentionné ici uniquement pour mémoire , mais une proposition devrait être
présentée , si possible , pour la révision du programme . La contribution
financière de, la Communauté dépendra de l' intérêt général des informations
qui peuvent être fournies par . l' action proposée .
Pégagement des principes directeurs
Cette action concerne les questions suivantes :
- Principes directeurs en matière de conception et d' exploitation de
   centrales nucléaires , en "vue de faciliter le déclassement ultérieur .
- Principes directeurs en matière de déclassement de centrales nucléaire ?.
L' élaboration progressive de principes directeurs est nécessaire pour mieux
orienter les actions de recherche et de développement . Inversement , les
résultats de ces actions pourront avoir une influence sur l' évolution des
principes directeurs . En raison de cette interdépendence l' élaboration
progressive de principes directeurs a été inclue dans le programme .
Il est prévu de rassembler et d' analyser les premiers , é léments élaborés
dans les Etats-Membres en matière de principes directeurs et d' évaluer sur
cette base les possibilités d' un rapprochement et d' un développement en
commun . Au cours d' une phase ultérieure du programme ,, on essayera d 'élaborer
des propositions de principes directeurs communs .
La Commission devrait également disposer d' un budget limité pour cette action ,
de façon à permettre la réalisation des analyses nécessaires moyennant des
contrats d' études .
 ---pagebreak---                                      - 25 -
  Ventilation du budget proposé
  Coûts sur cinc ans . on millions d' unités de compte européennes ( UCE ) :
                                Postes                               Coûts
I Contribution aux actions de recherche et de développement :
i                    Action n°  1                 Γ -"                 • 0,3
I                    Action n°  2                                     - 1Α
I                    Action n°  3
                                                                         1,1
1                    Auction n° 4
                                                                     : 0,6
i                    Action n°  5                                    :.'o,2
|                    Action n°  6
                     Action n° 7                                         0,6
                   \ 1        .
|                    Total actions 1 à
I Oéocnéneiît de principes directeurs
     V
                                                                         0,2
I     Personnel            /                                             1,31
j Réunions                                                               0,27
       f
' )
    , Total                                                              6,38
     * Ce programme dçmanders un effectif de cinq      personnes
         (2 A + ? B + 1
 ---pagebreak---                                            ANNEXE I
                        INFORMATIONS A L' APPUI DE LA PAPTIE I
2 . Expérience acquise 3n matière de déclassement
     Le tableau 1 donne une liste des centrales nucléaires qui ont déjà été
     niscs hors service . Le tableau 2 fournit des informations supplémentaires
     concernant des centrales ayant dépassé le niveau 1 de déclassement .
3.1 Réacteurs à eau légère
      Le tableau 3 fournit des informations concernant des radionuclicies impor­
      tants pour l' activ-:tien des aciers . Le tableau 4 donne des informations
      supplémentaires concernant les données de coût .
5.2 H i se hors service des centrales nucléaires          , '
      Le tableau 5 dohne une liste des centrales nucléaires prises en consi­
      dération dans le tableau synthétique qui figure au point 5.2 de la par­
      tie I.
6.1 Principes directeurs en matière de conception et d' exploitation des
      centrales nucléaires en vue d' une simplification du déclassement
      Les caractéristiques conceptuelles suivantes ont été recommandées dans
      le cadre de l' Agence, internationale de l' Energie atomique ( document
   .  IAEA-179 ) :                                 -         *   "                 .
      ^ilD£sition_des_çom!2(2|antf>i- eti_ des_struçtures
      Les composants at les structures sont à disposer de telle sorte :
      - que le site puisse être développé ultérieurement jusqu' à son potentiel
         maximal malgré la présence éventuelle de structures déclassées ;
      - qu' un espace suffisant soit prévu autour d' eux pour permettre l' accès
         avec du matériel do transport de blindage ou dos outils ;
      - que des cellules ou cabines appropriées puissent être construites
         autour d' eux pour limiter la dispersion des matières radioactives
         pendant leur1 démantèlement et / en cas de besoin , pour permettre l' exé-  -
         cution des opérations à une pression inférieure à l' atmosnhère
         ambiante ;
      - qu' ils puissent être extraits d' un bloc par les salles avoisinantes ou
         par le toit au moyen d' appareils do levage de l' installation ou exté­
         rieurs en cas rie besoin .
 ---pagebreak---                                     - 2 -
                                                                 λ
C^r>st ruet ign _ dgs_ composant g^gt^^s_structurgs
Les composants et les structures sont à concevoir de telle sorte :
- que les composants contaminés ou activés puissent être découpés ;
   exemple : couches de béton séoarables du bouclier biologique ;
- que leur niveau d' activation soit réduit ;       \   -
                     ν
   exemple : distance entre le renforcement en acier du béton et la
                                              i               ••
 . zone de flux neutronique ;
- qu' ils puissent Stro subdivisés en parties relativement légères , de
   petites dimensions et de forme appropriée peur le transport ;
- que des passages et orifices adéquats soient prévus nour leur retrait
   de l' enceinte de confinement ou du bâtiment du réacteur ; .
- que des composants aussi nombreux que possible soient remnlaçables ; .
                                                            \
- que les matériaux choisis réduisent la formation do nuclides à longue
   période .
Fn vue de faciliter la décontamination des composants , tuyauteries et
salles , les dispositions suivantes sont à prendre :
- la dispersion dos produits de ccrrosion ou dépôts actifs en cours de
   fonctionnement ou pendant lo déclassement sera limitée par exemple ,
   par l' instalLation do drainages , de dispositifs pour rincer les
   tuyauteries et de pièges ;             ,     ,     .   1
- des installations de décontamination de composants et de salles ,
   y compris tes moyens ri' introduction et de drainage de la solution de
   décontamination »
Un système de documentation fiable est à établir et utiliser pour enre­
gistrer tous les changements apportés à la - conception et dans les
matériaux de la centrale pendant son fonctionnement .
 ---pagebreak---                                                 - 3 -
              Tableau 1 : Centrales électronucléaires mises hors service
        .           i
                                                                Capacité           Période de
         Pays                    Centrale '             Type*     MWe              fonctionne­
                                                                              !   ment
                                                                     :       J
    France        .         Marcoule G 1                GGR            4-          1956-1968
I Frenes                    Chinon 1                    GGR         70             - 963 ^73
 I Allenirne                BD "? Rrosswelzheim     I   8WR         25             1970-1972
   Allemagne        j       KKN Niederaicnbach          MU         100     .       1974-1974
    Royaume- Uni    I       DFR Dounreay                FBR         15             1963-1977
    Suisse                  CNL Lucons                   HWR           8           1968-1969   I
I Etats-Unis        j       Vallecitos EVESR            BWR            5           1957-1963
I ii       ii                                                                      1964-1968
                            Elk River Re?ctnr           8WR         22
INM        fl                                                                      1962-1964
                          ■ Hallam HMPF                 SGI?        75
I "        *'               BONUS                       BW.<?       16,5 ,         1962-1968
I "        ''               Vallecitos mm               BWR     •   10            ,1957-1963
I >i       ii                                                                      1958-1966
                            Santa Susana                SGR            7,5
In         il                                                                      1963-1966
                            Piqua OMR                   OMR         11,4
I H        II               Carolines CVTR                          17             1963-1967
                                                        PWI*
I h        H                Enrico Fcrmi                            61             1966-1971
                                                        FBR
I lf       II                                                       62             1962-1967
                            Pathf inder                 BWR
   ..      ..
                            Saxton                    . PWR   •        4,2         1962-1972
j»         Il         j Peach Bottom                    HTR         40          I 1966-1974
* BWR s réacteur à eau br)uill?nte
      /                 '
   $GR = réacteur graphite-gaz
    FBR = rénetour surgénérateur rapide
   HTP = réacteur à haute température
   HWR = réacteur à eau lourde
   OMR = réacteur modéré à l' organique
   PWR = réacteur à c-au pressurisée
   SGR = réacteur grenhitc-sodium
                                 X          ' ■
 ---pagebreak---                                             Tableau 2 : Contrâtes ayant dépassé Le niveau 1 de déclassement
I     Centrale        i HNPF ( Hattam P'uclcar      BONUS ( Boi ling Nuclear     CNL ( Centrale nucléaire  ERR (Elk River " ' I
                     i'Power Fac i 1 i ty )       I Sm-erhogtc-r 3cactT ) "  1I Luccns )                  fFoactor )               |
  Pays                 F.tats-Unis                  Etats-Unis                   Suisse                    F.tats-'Jnis           I
  Type de réacteur     Modéré eu çiraphite et j     Eau boui liante              Modéré à l' eau lourde ,  Eau bouill-Ttte ( sur­
                       refroidi au sodium        i Surchauffe nucléaire          refroidi au yaz           chauffe fossile )
I Capacité ( HWe)               7Ï                            16 ' 5                          8            ■   ;        22
  Période de fonc­           1962-1964                    1962-1968                      1968-1969               1964-1958        I
  tionnement
  Inventaire de               3 χ 10                         50.000                         500                   . 9 . 000
  l' activité ( Ci )
  Etat actuel          Mise en tombeau sou­         Mise 'en tombeau dans le     Mise en tombeau des            Mi veau ï
                       terrain ^ lantat ions        bouclier biologique ;        parties faiblement ac­    atteint en 1974
                       en surf ôcc;accessible       convertissaient en musée     tives ( 1,5 Ci au to­
                       sans restriction'                                         tal ); emballage et
                                                                               . stockage des autres oar
                                                                                 ties sur le site;caver-
                                                                                 nc?s ^u réacteur acces­
                                                                                 sibles sans restriction
                                                  f                  - ..
                                                  i
   CoQt du déclas­     4,2 millions de È US            pas disponible                pas disoonible        5,7 millions de t US
   sement
   * Hî'PF : ru moment de l' a chè veinent de la mise en tombeau ; d*ns les autres cas : au début du déclassement
 ---pagebreak---         Tableau 3 : .
        Radionuclide-s importants pour l' activât ion jdes aciers utilisés ci^ns les réacteurs à eau légère
                Radionuclide .                   .   Fer-55          Cobalt-60          Ni ckel-63       Nickel- 59
| Demi-vie, années             '  ;                    2,4               5,2                 92             80.000
  Radiation                                    gamma , rayons x    gamma , beta            beta       gamma , rayons x
  Elément mère                                         Fer          - Cobalt                       Nickel '
  Teneur < % ) en élément mère c!e ;
I - l' acier inoxydable ( 1 )                           70            traces                         10
  - l' acier au carbone ( 2 ).                          97             traces                   0,5-0,8
   < 1 > Composants : Structures internes de là cuve du réacteur , gamage ce la cuve du réacteur
   ( 2 ) Composant : cuve du réacteur
 ---pagebreak---                                                 - 6 -
      Tableau 4
      Coût estimatif du déclassement de réacteurs à eau légère
                          *
      ( centrales de 1200 MWe ; durée d' exploitation : 40 ans )
                                                                     1)
      Coût en millions de dollars américains 1975
I' Etude                                 ""]I                         .  I E                     1[           Â          1
] Référence                                 I               EUR 5728 d                              AIF / NESP-009SR
I Réacteur                                               PWR            ,i         BWR               PWR     r II BWR
| Actualisation                             lI    ( 2)' | néant |112}               \I néant 1[ néant 1I néant 1
   Niveau 3 irrrédiat                           68,4          78 /6          83,4       95 / 4       26,9         31,2
l Niveau 3 différé. - ;après •                                                                        f    '    r
I TIVO^U 1                             '                                                                 "
                                                                                                                       '
! ■* niveau 1                                     4,5 ;        4,6            4,5      l 4,6            2,3        2,4
I - frais intérimaires ( 3 )
                                                '                                      '
          • cas I                                 0/ 3         0/ 7           0,3    h 0,7              9,5        9,2
I         - cas II                                <4 ).        < 4)           (4)       " C4 )       18 / 0       17,4
| " " ivcgu 3(5)                                12 ,?         59,0 '         13,1        63,3        11,0         11,7
I - total
          - cas I                               17 / 0       64,3            17/ 9       63,6        22,8         23,3
I      ' ~ cas II                             l   ( 4 ), jl    ( 4 ) • |I ( 4 ) ll ( 4 ?         II 31,3 lI 31,5         I
           ,                 :       ,
I Niveau 3 différé - après
I niveau 2            •              '■
   - niveau ?.                                                 / / \                                    7,4        7,6
                                                               \*i /
l • frais intérimaires ( 3 )                                                           t
                                                                                                        6/ 3       6,0
I - niveau 3        (Ç)                                                                              10^8 I 12,1
   total                                                                                             24,5         25,8 |
   1 ) Donnéos provenant de l' étude E converties au taux do 1 DM s 0,4 £ US
   2 ) Actualisé à la date d' arrfft au taux annuel do 3,7 %.(Ce taux résulte
         de taux annuels supposés de 12 % nour l' intérSt et de 8 % pour l' in­
         flation ).
   3 ) Calculés sur la base de frais annuels d' entretien et de surveillance
     ■ 1 ci-après                                                    î '
                               Etude                        '                             |rm                      A
   Anrès niveau 1 - cas I : sans service cfe sécurité                                        P,019 v           0,088
                      - cas II : avec service de séijurHté                                     ( 4)            0,167
   Après niveau 2                                                                              ( 4)            0,058
   4 ) Cas non envisagé
   5 ) Niveau 3 différé respectivement 40 (étude E ), 108 ( étude A , PWR ) et
         104 ( étude A/ BWR ) années après l' arrôt . ( Dans l' étude A les périodes
         ont -été choisies de fqçon à permettre le démantèlement mhnuel , c' est-à-
         dire sans opérations à distance ).
 ---pagebreak---         Tableau 5 : Centrales nucléaires construites ou en construction dans la
                     Communauté eurepéenne
 I          Centrale.               Pays       Type          Capacité]        Mise en          Année ou période]
                                                                WWg |         service
                                                                                               présumée ^ arretj
I Marcoule 6..1                       F        GGR I                          : 1956                  1968
I HOR Grosswelzheim                            ewR             25               1970                  1972     .
I Chinon 1 ^               1          F        GGR '           70               1963                  1973
I KKN Nieder aichbach                D         HWR            100               1974                  1974
| DFR Dpunreay                  |I   UK     || FBR     |       15               1963     I            1977           1
 I BR-3 Mol                          8         PWR             10      I        1966
     MZFR Karlsruhe                  D         HWR             51-        U     1966                             '
     ( Otto Hahn )              j    D         PWR                              1968 ^
I E"l-4 Monts rl'Arré                 F        HWR             70               1967            1981 à 1990
   " VAK Kahl                        0         BWR             15               1961
     î-JAGR Windscale          î     UK      I AGR       I     32               1963
     M^rcoule G2                      F        GGR             40               1959 •
     Mnrcoule G3                i   "F-        GGR             40               1960                ,
     Caldcrhall                 i    UK        GGR           4 χ 50         1956-1959
| Chapelcross                   |LukJi GGR             |I 4 χ 50        I11959-1960 l
I Berkeley                      1I UK          GGR I         2 χ   138           1961
     Bradwell                  j     UK        GGR           2 χ 150            1961
     L?tina                    i     I         GGR            210               1964
I Hunterston A                       UK        GGR           2 χ 150             1964
I Garigliano                   j     I         BWR1-          160           .   1964
f Trino Vercfillese             j    I         PWR'           257       I       1965
I Chinon 2                      |    F         G<ÎR           200               1965            1991 à 2000
     Hinkley Point A ^               UK        GGR           2 χ 250 I          1965
    Trawns*ynydé                     UK     I GGR            2 χ 250    !       1965                                \
I Dungeness A                        UK        GGR           2 χ 275 |          1965
I C h i non 3                        F         GGR            480               1966
I Size well A                        UK        GGR           2 χ 290            1966              -
I KR8 Gundremmingen                  »         FWR            237               1966
j SENA Chooz.                        F         PWR            305               1967
    AVR Julich                     . »         HTR             13               1967 ' .
I Oldbury A                          UK        GGR           2 χ 300        1967-1968
I KWL       Linnen                   £>        BWR            182               1968
| KWO Obrighcim                      0         PWR            328               1968
! GKN Dodewaerd                      NL        Bl .lr!         52               1968
| SGHWR Winfrith                     UK      I HW1             92               1968
I St Laurent 1                   L_F_Ir GGR              l    480         I     1969     |L
| St Laurent 2           .       rF          I SGR       1515                   1971                  :      :
I Wylfa                              UK        GGR           2 χ 590            1971       ■
I KNK Karlsruhe                                SZr        |    19               1972
] KWW Wurgassen ,                    »         BWR         I  640               1972
    KKS Stade.                       P   --    PWR            630               1972
I Bugey        1                     F         GGR            540               1972            2001 à 2010        J
I Borssele                     I     HL                                         1973
                                                                                             ■
                                               PWR            450
I Phönix -                           F         FBR .          233               1973
1 Biblis A                                     PWR           1146               1974
I Doel 1                             B ■    j PWR             390               1974
J Tihsnge 1                          6-1 PWR                  870               1975
1 PFR Poi-inreay                 I   UK      I FBR         i 230          I     1975     lL-               :
 ---pagebreak---     Tableau 5 ( sulte )
I             Centrale          \ I "fays              Type        Capacité        Mise en I Année ou période ]
                     __J                           LJ                 MWe.         service     I présumée d' arrêt I
I Deel 2                           I       3        r pwr i         390       1I      1975
I   Biblis B                       I       D   '       rwR         1240               1976               ■
I   GKN K'cckfirwcsthoim           I       D      I    PWR          775               1976
| KKB BrunsbDttel                      I   D      1    BWR          770               1976
I   Hinkley Point B                        UK          AGR        2 Χ 625         1976-1977
I   Hunterston 3                       I   UK     ! AGR           2 χ 625         1976-1977
I   Fessenheim 1 , 2                       F      !    PWR        2 κ 890 .           1977
    KKI Isr-r                                          BWR          870               1977          2001 - 2010    I
I KKP-1 Philippsburg                                   BWR,         864               1977
I   KKU Unterweser                                     PWR         1230               1977
I Bugcy 2,3                                F           PW n /     2 χ 925             1978
I   Caorso                                 I           PWR          840             • 1978 '           ,
| Bugoy 4,5                                F           pwr        2 χ 905         1978-1979
    Tricpstin 1,2,3,4                    ' F           pwr>       4 χ 925         1979-1980
I Grcîvolinos 1,2,3,4                    'F            PWR        4 χ 925         1979-1981
I KKG Crafcnrhcinfeld                      D.          PWR         1229               1979
I Mülheim-Kärlich                          D           PWR         1154               1979
I Dunncness B ;             ' ' "          UK-         'GR        2 χ 600             1979             : '   .
| Hartlepo^l                               UK          AGR        2 * 625             1979                         I
I Heysham                                  UK          AGR        2 χ 625             1979
I Damoiorro 1,2,3,4                        F           PWR        4 χ 925         1979-1981
I Doel 3                                   B           PWR          900               1980
I T i hanne 2                              Β           PWR          9C0               1980   ,
I • KKK Kriimmel                    I      0           BWR         1260               1980                     -
I THT^-300 Uentrop                  lI     D     1I HTR |           300        1I     1 980     l
I St Laurent B 1,2                  j                  PWR      Ι 2 χ 925             1981      !
I Lo R layéis 1,2                    i     F           PWR        2 χ 925             1981
I   KWG Crohnde                      1I    d           PWR         1294    ..         1981
I KRB B>C Gundrerrmingen                   0           BWR        2 χ- 1250       1981-1982         après 2010     |
    Chincn B'1,2                           F           PW.R       2 χ 925         1981-1982
I KBR Brokdorf .                           »         . PWR         1294               1982
    KV / S Wyhl                            0           PWR         1283               1982
    S NR- 300 Kalkar                       D           FBR          282               1982
!   Cirene                                 I           HWR    I       32              1982
    Peluit 1,2                             F           PWR        2 X 1300            1982
I Superphénix                              F           FPR    I    1200               1983
I KKP-2 Philippsburg                       D           PWR    1    1280               1982
    ENEL 6,8 Montait©                      I           BWR        2 χ 980 -       1983-1984
l           ""    "    •.*.     A. ,
                                       L_J                                     Ii                 I - ■    ■       I
    N^te : Les périodes présumées d' srrSt découlent d« l' hypothèse indiquée
               au point 5.2 de la partie I. Il n' y a en général pas encore
               de dite d' arrêt décidée .
 ---pagebreak---                                ANNEXE II
                 DESCRIPTION DES ACTIONS DE RECHERCHE
                     ET DE DEVELOPPEMENT PROPOSEES
Action no T1
Intégrité des bâtiments et des systèmes à long terme     1
Il a été. proposé de reporter Le démantèlement des centrales nucléaires
de périodes allant de plusieurs décennies à environ un siècle , essen­
tiellement afin de réduire l' exposition du personnel aux radiations .
Une- dégradation importante de l' installation , en particulier des
barrières de contamination , pendant cette période , poserait des pro­
blèmes de sûreté , de copt d' entretien et , en dernier ressort , de
démantèlement . Cet aspect , qui n' a pas été approfondi dans la plupart
des études effectuées sur le déclassement , est importent notamment
                                                                      #
pour l' estimation des durées acceptables de report du démantèlement .
L' objectif de cette action serait d' améliorer la connaissance de la
dégradation , et de proposer des mesures préventives appropriées . ,
Programme                                '
                             ν               · (
- Estimation de l' évolution du procossus de dégradation et des travaux
   d' entretien à prévoir en fonction du tçmps pour les enceintes étanches
   sur la base de l' expérience acquise avec des bâtiments comparables *
- Etude de la corrosion interne des systèmes fermés contaminés , par
 ' suite de la présence d' une humidité et d' agents de corrosion rési-
  'duaires ; mise au point de méthodes d' élimination des agents corrosifs
   résiduaires .   •
- Etude d' autres mesures visant à maintenir les installations dans un
   étc.t sûr .         ,   '
Contribution rlc la Communauté : 0,3 million d' UCE .
 ---pagebreak---  Action n° 2
 Dé contamination en vue du déclassement
 L' objectif de cette action , complémentaire de celles menées au-CCR dans y
  U cadre de son programme pluri annuel , est de développer et d'évaluer des méthodes
 de dé contemi nation pouvant être utiliséos spécialement pour le déclasse-
 mont . Ces méthodes peuvent s' appliquer aux système ? fermés , nux éléments
 démantelés , notamment aux éléments de grande dimension , ou aux surfaces
 dos bâtiments . Ces méthodes peuvent avoir un caractère plus sévère que
 celles qui sent appliquées aux réacteurs en ccurs d' exploitation . La
 mise au point devrait porter en particulier sur les caractéristiques
 suivantes : efficacité élevée de la dé contaminât ion ; aoplication simple
 et sûre ; production de déchets en quantités réduites , faciles à
 éliminer . Los méthodes pouvant être appliquées dans les bâtiments des
 centrales nucléaires et avec un rcinimurr d' ôquipemsnt supplémentaire
 présentent un intérêt particulier .        .
 Parmi les méthodes qui semblent mériter un développement , on peut ,            ,
 citer la décontamination par pâtes et sels fondus , la dé contaminât ion
 électrolytique et la dé contaminât ion par des méthodes faisant appel
 aux explosifs .
 Une étude d' ensemble devreit en outre être effectuée afin de déter­
 miner l' importance raisonnable des travaux de . déçontamination à effectuer
 pour le déclassement , en prenant comme base des composants de référence
 typiques . Cette étude devrait notamment déterminer les composantes pour
 lesquelles une " décontamination complète", autorisant une mise en circu­
 lation sans restriction de la partie traitée ,_ serait réalisable .
On analysera aussi les problèmes spéciaux posés par le déclassement des cen­
trales nucléaires dans lesquelles un accident important est survenu .
L' étude devra être basée sur un accident de perte de . réfrigérant aboutissant
à une contamination importante de l' installation . L' étude devrait proposer
des procédures pour mettre l' installation dans un état permettant ensuite
l' application de procédures normales de déclassement * Si nécessaire , des
modifications raisonnables de la conception de l' installation seraient
proposées .     .
Contribution de la Communauté : 1,4 million d' UCE.
 ---pagebreak---    Action n° 3
Tecrnirues de démantèlement
Diverses techniques de démantèlement ont déjà été utilisées pour
le déclassement , mais devraient recevoir des perfectionnements complé­
mentaires pour assurer la réalisation de travaux futurs plus complexes .
En plus , de nouvelles techniques prometteuses ent été proposées .
Cn raison de la diversité des techniques dont on peut envisager
l' utilisation , il est proposé d' effectuer une étude comparative , sur
la base de plusieurs travaux de démantèlement typiques , afin de vérifier
 les possibilités d' application et les mérites respectifs des différentes
techniques . A partir do ces études , les meilleures techniques seraient
sélectionnées et perfectionnées .
Les techniques suivantes ont toutefois déjà été identifiées en vue
d' un développement :
- méthodes explosives , pour le démantèlement des tuyauteries d' acier
   et ces structures »r!e béton
- méthodes thermiques , pour le découpage des composants en ecier
   de grande épaisseur .
Contribution de la Communauté : 1,1 million d' UCE .
 ---pagebreak---                                       – b -
  Action n° 4
 Traitement c'a déchots spécifiques : acier , béton et or-aphite
 Des quantités importantes de     déchets d' acier radioactifs sont produites
 lors du démantèlement de chaque installation nucléaire . De nouvelles techni­
 ques prometteuses , telles que le ccncasrage cryogénique et Le fusi-r , ont
été proposées pour le conditionnement de ces déchets .
Le concassage cryogénique vise essentiellement à réduire le volume ce stocks
ge , et semble particulièrement approprié pour des éléments tels que les
tuyauteries .
                                                                              I
La fusion aurait plusieurs objectifs :
- réduction maximale du volume de stockage
- réduction maximale de la surface qui pourrait être exposée à la corrosion
   après élimination
- décontamination par séparation des scories
- incorporation de la contamination résiduelle au matériau de base
- séparation éventuelle des radioéléments à longue période .
L' objectif de l' action , en ce qui concerne ces techniques , est la réalisa­
tion d' études de praticabilité comportant :
- des études de base d' aspect spécifique telle que l' efficacité de la
   dé contaminât ion par fusion , et la possibilité de séparer les radioéléments
   à longue période et
- des études de conception , permettant de déterminer les principaux para-^
   mètres de traitement et les principales conditions d' application , et
   d' évaluer l' intérêt industriel de ces techniques .         .
En outre , les problèmes posés par les déchets d' acier tritié seront étudiés .
En ce qui concerne les déchets de béton , une méthdde de conditionnement,
est à développer par Laquelle le radioactivité est immobilisée à long terme .
De grandes quantités c'e graphite proviendront du déclassement de réacteurs
graphite gaz , et de réacteurs avancés refroidis au gaz . L' objectif de cette
action est la mise au point d' une méthode d' élimination de ces déchets , en'
tenant compte de l' e-ffet radiologique global et à long terme du carbone-14 .
dans l' atmosphère dans le cas ou le graphite é-tait brOlé .
Contribution de la Communauté :. 0,6 million d' UCE .
                                         - •
 ---pagebreak--- Action r.° 5                                                                .
                          • •          '     i            '•              •
C onteneurs de grandes dimensions pour le transport de déchets radioactifs
 provenant du dénantè lesnent des centrales nucléaires
 Des études effectuéesdans ce domaine ont montré qu' il était souhaitable
 de transporter les déchets radioactifs , provenant du démantèlement de
certains -, grandi     composante de réacteurs , dans des conteneurs plus
grands que ceux qui sont' ut i lisés pour le transport des autres déchets
radioactifs , afin de réduire les opérations de découpage çt , par conséquent
l' exposition du personnel aux radiations , ainsi que le coût du déclassement
Les dimensions et le poids des unités de transport devraient au moins
permettre de tirer pleinement parti des possibilités normales de transport #
ΡΓΟΠΓΒΠΓΠδ                               χ ,
- Etude de système , visant à définir les types de conteneurs de transport
   et / ou d' évacuation de grandes dimensions nécessaires , en fonction des
   caractéristiques des déchets , tels que le degré de radioactivité , le
   conditionnement préalable, etc.
- Etude de conception de conteneurs de grande dimension comprenant la
   conception des écrans , et des analyses dé sûreté ; élaboration du pro­
   gramme d' essais nécessaires pour l' autorisation .
Contribution de la Communauté : 0,2 million d' UCE .
 ---pagebreak---                                        - 6 -
  Acticn n°      6
  Estimation des quantités do déchets radioactifs provenant du déclassement
  do centrales nucléaires dans La communauté
  Cette action comporte la définition de stratégies de référence «n vue
  du déclassement et doit donc être considérée comme uns action à long
  terme . En conséquence , l' objectif visé dans le cadre de ce pronrcinme de
  cinq ans doit se limiter à la recherche d' un premier essai d' apprcche
                     . \ -           1    '                 .
  du problème .
■ Programme    ■
  - Revue des données concernent les inventaires de radioactivité après
     l' arrêt des centrrles nucléaires dans les pays membres ; cette revus
     devrait être complétée progressivement , en tenant compte des nouvelles
     études qui seront effectuées .                                           '
  - Etude de différents schémas de déclassement de centrales et de condi-
                               '                                   .            1
     tionnement des déchets produits .
  - Estimation des quantités de déchets radioactifs provenant du déclassement
     des centrales nucléaires à partir de certains schémas de déclassement
     choisis , afin d' arriver à plus long terme à une provision des déchets
     produits dans les pays membres .
  Contribution de la Communauté : 0,4 million d' UCE ^
                   /                    •
 ---pagebreak---  Action n° 7     > „       '
 Influence de caractéristiques de conception de centrales nucléaires
       la déclassement' ^'
 Cette action ûurait pour objectif d' identifier et développer des amé­
 liorations raisonnables de la conception des centrales , destinées à
.faciliter le déclassement . Afin de permettre une réalisation efficace
de ces travaux , tout en protégeant les connaissances industrielles ,
 la participation de constructeurs-de centrales serait sollicitée .
 Progrr?mme
- Drns une première phase , échange d' informations et de vues sur la
   mesure dans laquelle il est déjà tenu compte de caractéristiques
   de- conception facilitant le- déclassement , et sur Les possibilités
   d' apporter d' autres améliorations ; identification de certaines amé­
    liorations potentielles spécifiques qui se prêtent à être étudiées
   dans le cadre de cette action .         ,
- Evaluation de ces améliorations spécifiques, du point de vue de leur
   practicabi lité technique , en tenant compte également des aspects tou­
   chant à la sûreté et régularité de fonctionnement , et du point de vue
   de leur impact économique et de 'leurs conséquences sur l' environnement
- Etude expérimentale de sujets spécifiques choisis ( exemple : revête­
   ments détachables ).
Contribution de la Communauté : 0,6 million d' UCE .
 ---pagebreak---  PROPOSITION DE DECISION DU CONSEIL ARRETANT UN PROGRAMME COf-'C ORNANT LE
 DECLASSEMENT DES CENTRALES NUCLEAIRES -
                     ....                /
 Le Conseil des Communautés européennes
VU le Traité instituant la Communauté européenne de l' énergie atomique
et notamment "Son article 7 ,
VU la proposition de la Commission , après consultation du Comité scienti­
fique et technique ,
VU L' avis du Parlement européen ,         '
VU l' avis du Comité économique et social               ^
CONSIDERANT que le programme d' action des Communautés européennes en
matière d.' environnement , approuvé par le Conseil des Communautés euro­
péennes et les représentants des gouvernements des Etats membres réunis
                                                        •ff
au sein du Conseil dans la déclaration du 17 mai 1977 , souligne la
nécessité d' une action communautaire en matière de déclassement des
centrales nucléaires et prévoit le contenu et les modalités d' exécution
cie cette action ;
CONSIDERANT que certaines parties des centrales nucléaires deviennent
inéluctablement radioactives au cours de leur fonctionnement et qu' il est
donc essentiel de disposer de solutions efficaces capables d' assurer la
sécurité et Is protection de l' homme et de l' environnement contre les
risques potentiels associés au déclassement de ces centrales ;
* JO n° C 139 du 13.6.1977, p. 34-35 .
 ---pagebreak--- DECIDE
                                  Article 1
Un programme en matière de recherche concernant le déclassement des
centrales nucléaires est arrêté , tel qu' il figure à l' annexe pour uns
période de cinq ans à. compter du 1er juillet 1978 . L' annexe fait partie
intégrante de la présente décision .
                                  Article 2
Le montant des engagements de dépenses nécessaires à la réalisation
de ce programme est estimé à 6,38 millions d' unités de compte européennes
( UCE ) et les effectifs sont estimés à 5 agents .
                                  Article 3
Le programme défini à l' annexe peut être soumis à révision à la fin de
la deuxième année, selon les procédures appropriées .
 ---pagebreak---                                           ANNEXE
                                       PROGRAMME
Le programme vise eu développement en commun d' une gestion des centrales
                             s
nucléaires désaffectées et des déchets radioactifs provenant de leur
dir:ant J lc;:ent , assurant , dans ses différentes étapes , la meilleure pro­
tection do la population et de l' environneront ; il se propose de promouvoir
A. Actions de recherche et r*e c'éveloppencnt concernant les sujets suivants :
    Action no 1 : Intégrité à long terme ces bâtiments et des systèmes .
    Action no 2 : Dé contamination en vue du déclassement ,
    Action no 3 : Techniques de demantè lecnent .
    Action no 4 : Traitement eje déchets spécifiques : acier , béton et graphite
    Action no 5 : Conteneurs de grande 'dimension pour le transport des
                      déchets radioactifs provenant du dément élément des cen­
                      trales nucléaires .   x
    Action no 6 : Estimation des quantitéts des déchets radioactifs provenant
                      du déclassement de centrales nucléaires dans la Communauté .
    Action no 7       Influence de caractéristiques de conception de centrales
                      nucléaires sur le- déclassement ,,                       .
B • L - dégagement de principes directeurs , a savoir :
    - certains principes directeurs en matière de conception et
       d' exp loitation de centrales nucléaires , en vue de faciliter leur "
       déclassement ultérieur ,
    - principes directeurs en matière de déclassement des centrales
       nucléaires , qui pourraient constituer les premiers éléments d' une
       politique communautaire dans ce donaine .
 ---pagebreak---                             FICHE FINANCIERE
1. LIGNE BUDGETAIRE CONCERNEE   :  3359
2. INTITULE DE LA LIGNE BUDGETAIRE   :
         Déclassement des Installations Nucléaires
                          $
3. BASE JURIDIQUE
        Article 7 du Traité instituant   la C.E.E.A.
4. DESCRIPTION , OBJECTIF ET JUSTIFICATION DE L ACTION
 ---pagebreak---                                          - 2 -
4 . 1 Description
      Il s' agit d' un programme de recherche EURATOM ( action indirecte ) sur Le
      déclassement des centrales nucléaires . Le programme porte sur les thèmes
      suivants :                                                                 ,
      - développement de techniques spécialisées
      - prévision des déchets radioactifs créés
      - étude de certaines caractéristiques des centrales sous l' aspect du
          déclassement
      - dégagement de principes directeurs .
      Le programme concerne en premier lieu les producteurs d' électricité et
      les organismes publics et privés ayant une compétence en matière de
      recherche nucléaire .
4.2 Obj e et i f
      L' objectif de l' action est de promouvoir le développement de méthodes
      et de techniques de déclassement de centrales nucléaires , capables
      d' assurer la protection de l' homme et de l' environnement .
4.3 Justif i cation
      Le programme proposé découle du programme d' action en matière d' environ­
      nement approuvé par le Conseil le 17 mai 1977 et a été élaboré avec
       l' aide d' un groupe d' experts nationaux . L' action au niveau communautaire
      permettra une économie des efforts , grâce à l' échange d' informations et
      à la répartition des tâches .
 ---pagebreak---                                                 - 3 -
            5 . Incidence! Financière de l' Action en UCE (à prix courants )
          5.0 . Inçidençe_sur_les_déQenses
       5.0.0 . Coût total pendant toute la durée envisagée
                           - du budget des Communautés :                    6.380.000   U.C.E.
                           - des administrations nationales :
                           - d' autres secteurs au niveau national :
                                                   Coût total :             6.380.000   U.C.E.
       5.0.1 . Echéancier Pluri annuel                                            t
                Crédits d' engagement
                                                            i            1I
                                  I                         1             I
                    . 1978    >.       1979        1980 .       1981         1982         1983
                                 I
Personnel                             262.000      277.000       294.000      311.000      164.000
Fonct . adm.           24.000          49.000       52.000        55.000       59.000       30.000
                                              I
Fonct . techn.
                                                                                /
Contrat               476.000       2.000.000    1.327.000    1.000.000
Total                 500.000       2.311.000    1.656.000    1.349.000       370.000      194.000
                Crédits de paiement
                      1978             1979        1980         1981         1982         1983
Personnel                             262.000      277.000       294.000      311.000      164.000
Fonct . adm.           24.000          49.000       52.000        55.000       59.000       30.000
Fonct . techn .
Contrats              476.000       1.000.000    1.000.000    1.000.000     1.000.000      327 . 000
Total                 500.000       i.3n.ooo     1.329.000    1.349.000     1.370.000 ν    521.000
                                                                                     \
 ---pagebreak--- 5.0.2 . Mode de calcul
        a ) Dépenses de gersonnel
             Les besoins ont été évalués sur La base des agents pour ce programme :
                       2 agents de catégorie A
                       2 agents de catégorie B
                                                                             t          t
                       1 agent de      catégorie C
           ' A part ces effectifs , les calculs tiennent compte des paramètres tels
             qu' ils sont fixés pour l' établissement de l' avant projet de budget de
             l' exercice 1979 . Aucune augmentation du pouvoir d' achat n' est prévue .
             Seule une variation des coefficients correcteurs a été prise en consi­
             dération pour tenir compte de l' évolution du niveau général des prix
                                         \
             dans la Communauté .
        b ) Dégenses_de_fonçtionnement_admini strat if_et_teçhnigue
             Elles couvrent les frais relatifs aux déplacements , missions et orga­
             nisations de réunions ainsi qué l 'uti lisation d' un support scientifique
             et technique lorsque cela s' avère indispensable pour le bon déroulement
             du programme .
        c ) Depenses par contrats
             La nature du sujet et les qualifications des contractants étant variables ,
             un mode de calcul uniforme ne peut être établi .
             En tout état de cause , le Comité consultatif en matière de gestion de
             programme sera consulté pour l' affectation des crédits .
        d ) Previsions pluriannuelles
             Les taux retenus pourx le calcul des prévisions sont les suivants :
             1979 = 1,07 , 1980 = 1,13 , 1981 = 1,20, 1982 = 1,27, 1983 = 1,34 .
  5.1 . I nçj dençe_ s ur _ le s_ ressources
    6 . Régime de contrôle prévu             '                             '
        Contrôles scientifiques ;
                                        C.C.M.G.P.
                         A              Fonctionnaires compétents de la D6 XII
        Contrôles administratifs
        Exécution budgétaire ; Contrôle financier
        Régularité des dépenses : Service contrats de la DG XII
 ---pagebreak---                                - 5 -
7. Financement de l' action
   7.0 .
   7.1 .    .
   7.2 .
   7.3 . Crédits à inscrire dans Les budgets futurs