EP0093671A1 - Installation de stockage géologique de matières radioactives, notamment sous forme vitrifiée - Google Patents

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EP0093671A1
EP0093671A1 EP83400871A EP83400871A EP0093671A1 EP 0093671 A1 EP0093671 A1 EP 0093671A1 EP 83400871 A EP83400871 A EP 83400871A EP 83400871 A EP83400871 A EP 83400871A EP 0093671 A1 EP0093671 A1 EP 0093671A1
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EP
European Patent Office
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galleries
waste
geological
plane
wells
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EP83400871A
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German (de)
English (en)
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EP0093671B1 (fr
Inventor
Guy Courtois
Claude Jaouen
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Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
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Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/34—Disposal of solid waste

Definitions

  • the present invention relates generally to techniques for preserving radioactive materials from used fuel elements after they have been discharged from a reactor.
  • Fissile materials which have remained in a nuclear reactor such as for example an enriched uranium reactor cooled with pressurized light water, are depleted in U 235 and correspondingly enriched in plutonium at the same time as waste is created.
  • a nuclear reactor such as for example an enriched uranium reactor cooled with pressurized light water
  • reprocessing operations are frequently carried out on such used fuel elements which essentially allow the separation of uranium depleted in isotope 235 and the plutonium formed as well as the packaging of the waste in a safe form.
  • the residual products which cannot be used and which contain a significant proportion of highly radioactive materials are then subjected to vitrification operations.
  • Tables 1 and 2 which follow give respectively for the fission products and for the actinides, the masses and powers of the radioactive nuclei obtained from the reprocessing of a ton of uranium contained in fuel elements for a light water nuclear reactor, the reprocessing of which was carried out three years after the fuel was unloaded.
  • the radioactive waste thus vitrified is commonly stored in France in the form of a compact cylindrical mass with a volume of 220 liters in a metal container whose wall has a thickness of 5 mm, whose diameter is 430 mm and the height of 1660 mm.
  • Such containers spontaneously heat up to high temperatures; to ensure good preservation with a sufficient safety limit, it was decided not to exceed 200 ° C at the container surface and 450 ° C at the heart of the glass on the axis of the container.
  • Such a container known per se is shown by way of indication in Figure 1 attached.
  • the object of the present invention is precisely to jet a geological storage facility which allows, thanks to relatively simple means, to carry out the two previous conservation periods successively on the same site.
  • the subject of the invention is a process for the disposal of radioactive waste, in particular vitrified waste, characterized in that a first interim storage under ventilation is carried out in the same geological site and successively over time. air by natural convection, then, after stopping this ventilation and closing the site with a geochemical barrier, a final deposit ensuring the complete decrease in the radioactivity of this same waste.
  • the process which is the subject of the invention therefore consists in carrying out the two operations of interim storage and final disposal in a geological installation with sufficient depth and nevertheless capable of being ventilated by natural convection of fresh air coming from the ground surface and placed in motion only by the calorific energy released by radioactive waste buried in the ground.
  • the radioactive decay having reached the desired rate, there is no longer any risk in considering final storage in situ, the site is completely and definitively closed off, of course, stopping the previous ventilation.
  • the galleries in the second lower plane are used to supply fresh air from the surface and to evacuate the hot air that has circulated in the installation; the fact that these galleries are inclined at an angle a to the common direction of the galleries in the foreground makes it possible to arrange the vertical storage wells between the axis of the galleries in the foreground and the lateral niches, adjacent to the galleries in the second plane, in which a support resting on the surface of the ground ensures the seat and the stability of the vitrified active waste containers stacked in said vertical storage wells from the upper galleries in the foreground.
  • These vertical wells, in which the release of heat due to the storage of waste takes place, are also traversed by a hairpin in the ascending-descending direction by the air flow of ventilation by natural convection.
  • the angle a of inclination of the galleries of the second plane relative to the galleries of the foreground is equal, preferably to one of the two values 30 ° and 45 °, the regular geometric network of vertical sinks of storage between the two planes of galleries being either with hexagonal meshes, or with square meshes.
  • the arrival of fresh air and the departure of hot air at the level of the galleries in the second plane takes place via a belt of two peripheral galleries, surrounding the galleries in the second plane, and communicating with they.
  • the radioactive waste is distributed, inside each vertical storage well, in tubes occupying the periphery of the well and traversed by ascending fresh air, the hot air descending in an empty central tube, the base of each peripheral tube being able to include a fall damping device and all the tubes resting on a cast iron base support filled with concrete and placed in the center of a lateral niche.
  • the vertical storage wells are closed, at their outlet in the galleries in the foreground, by a metal plate or plug ensuring the protection of personnel against radiation without preventing the vehicle traffic.
  • the first upper gallery plane can be located depending on the nature of the terrain between 300 and 1000 meters and the vertical distance separating them from the second lower gallery plane can be of the order of 20 to 40 meters but preferably 25 to 30 meters, which makes it possible to superimpose in the preceding tubes 10 to 15 layers of each 6 vitrified containers with a height of approximately 85 cm each.
  • the vertical storage wells 5 extend vertically in which the vitrified radioactive waste containers are stored, some of which only referenced 6 have been shown diagrammatically in FIG. 1.
  • the access shaft 2a is used to descend to the level of the galleries 3, the drums such as 7 from a loading machine 8 located on the surface having its own protection and movable on wheels.
  • a loading machine 8 located on the surface having its own protection and movable on wheels.
  • another transfer machine 9 takes up the drums 7 to route them along the gallery 3 and introduce them, as seen in the vertical well 5 on the left after removing the metal plate or plug 10 of this vertical well 5.
  • the base support 11 serving to support the column of drums 6 stacked in each well.
  • the ventilation by natural convection of the installation of FIG. 1 takes place as indicated by the arrows in the drawing, that is to say that the tube 2b is used for suction from the surface of the ground 1 of fresh air which then travels in the galleries 4 and, from there, in a hairpin along an ascending and descending path in each of the vertical wells 5 to be then evacuated in the form of hot air by axial ducts to each vertical storage well 5 and rise to the surface by the aeration well 2c.
  • it is the chimney effect which results from the presence in the vertical wells 5 of radioactive waste releasing a large amount of calories which allows this circulation of cooling air in the installation by natural convection.
  • the first upper plan 3 of galleries is located 500 meters deep. and the second plan 4 of galleries 30 meters below, that is to say 530 meters from the surface of the ground 1.
  • FIG. 2 there is shown schematically a plan view of the two levels of galleries 3 and 4 of the installation of Figure 1 above.
  • the level 3 galleries are shown in solid lines and the level 4 galleries in dashes to avoid any confusion.
  • This figure shows the access shafts 2a, the cooling air intake 2b and the hot air discharge 2c.
  • the total footprint of the installation in plan is 500 x 500 m, that is to say that each of the galleries of level 3, the total number of 17 distant from each other by 25 m, has a length of 500 m .
  • the galleries 4 of the lower plane are inclined at 45 ° to the galleries 3 of the upper plane and the different niches 12 containing the vertical storage wells 5 are arranged vertically in the galleries of the foreground horizontal 3 so as to allow the convenient loading of the wells 5.
  • These wells 5 are 149 on the whole surface, of which only a few are shown; they have a diameter of 3.2 m.
  • the galleries of levels 3 and 4 have a circular profile slightly flattened down and a diameter of 5 m.
  • the wells access or evacuation 2 have a diameter of 8 m.
  • two peripheral galleries 13 and 14 surround the oblique galleries of the lower level 4 and are intended, as will be described in more detail later, to facilitate the distribution of the cooling air coming from the surface and the hot air to be evacuated to the surface after it has passed through the vertical wells 5.
  • the 149 vertical storage wells 5 are located at the top of a square mesh network.
  • FIG 3 there is shown the detail of one of the niches 12 serving as support for a column of vitrified radioactive containers stacked in a vertical well such as 5.
  • this niche 12 we see a base support 11 in cast iron filled of concrete on which six housings 15, 16, 17, 18, 19 and 20 come to rest, at the bottom of which are anti-fall stools, not shown, which serve as support for the containers of vitrified waste which are housed there one above the other.
  • Each tube such as 20 is provided with a cold air inlet duct 21 which includes a baffle allowing the passage of this air while ensuring biological protection with respect to the radioactive products contained in the tube 20.
  • the six tubes for housing the stored products 15, 16, 17, 18, 19 and 20 are thus traversed by an ascending flow of fresh air which permanently licks the periphery of the vitrified containers stacked in each of the tubes.
  • An empty central tube 22 is assigned to the return of hot air from the upper part of the vertical well 5 to the hot air outlet pipe 23 which is connected to the exhaust gallery 14 of FIG. 2.
  • the well 5 has a height of 30 m and the tubes 15 to 20 contain 10 to 15 layers of six containers of vitrified radioactive waste each having a height of about 1.85 m.
  • Figure 5 shows in perspective one of the angles of the installation of vertical wells 5 between the galleries of the upper first plane 3 and the galleries of the second lower plane 4.
  • the hot air exhaust wells 2c and d cold air intake 2b as well as at the second level of the galleries 4 the belt of the two peripheral galleries 13 and 14 serving for the distribution and distribution of the fresh air arriving from the surface (solid lines) and the hot air exhausted to the surface (dashes).
  • a number of niches 12 are also visible in this figure as well as vertical wells 5 in exploded form making it possible to see the six peripheral storage tubes and the central hot air return tube.
  • a division into two compartments is carried out by a median plate 25 which separates the upper part of the pipe in which fresh air circulates from the lower part in which a second pipe 26 serves as a conduit conveying the hot air.
  • This plate 25 corresponds to the niche separation floor 12 such than the one seen at 24 in Figure 3.
  • the installation thus described with reference to the first five figures is suitable for receiving radioactive waste corresponding to the reprocessing of a plant processing 1600 tonnes of fuel per year and having operated for 30 years. It can thus definitively store around 24,000 drums of 220 liters each of vitrified radioactive waste without the temperature exceeding the critical value of 100 ° C on the surrounding rock. By way of clarification, it can be indicated that the peripheral evacuation gallery 14 of hot air does not exceed 90 ° C. in permanent operation.
  • FIG. 6 shows schematically and simplified a variant of the mode of circulation by natural convection of air in an installation of the same kind as that of the preceding figures.
  • the access shafts 2a, fresh air inlet 2b and hot air discharge 2c in connection with the galleries 3 of the foreground and the galleries 4 of the second lower plan.
  • the inclination of the galleries from one floor to the other has not been shown for simplicity.
  • the difference in design with the previous example here lies in the fact that the fresh air coming from the surface through the pipe 2b is injected directly into the galleries of level 4 and rises in one direction in all the wells 5 to lead in the various galleries of the foreground 3 and be evacuated overall by the pipe 2c from the upper foreground 3.
  • this variant therefore, there is no longer any natural circulation of air along a hairpin path in vertical storage wells 5.
  • Figures 7a, 7b, 7c and 7d show more several possible examples of the installation of vertical storage wells 5 in a regular network.
  • the galleries in the foreground 3 are shown in solid lines and, inclined at an angle ⁇ and in dashes, the galleries in the second plane 4 of the installation.
  • the purpose of these various figures is to show that the possible configurations of arrangement of the vertical storage wells 5 are quite numerous and in correspondence with the value of the angle a of inclination of the galleries of plane 3 on the galleries of plane 4.
  • the mesh of the storage wells 5 is a mesh in the form of a parallelogram and in the second case (FIG. 7d) it is a rectangular mesh.
  • reception rocks in which the galleries of the installation object of the invention are dug can be of very varied natures; we will nevertheless cite as particularly interesting the terrains made up of granite, clay, salt or volcanic rocks.

Landscapes

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Abstract

Installation géologique pour l'évacuation de déchets radioactifs vitrifiés. Elle comporte en combinaison: - une série de puits verticaux (2) d'accès des déchets vers le sous-sol et de ventilation reliant la surface du sol (1) au site de stockage situé à grande profondeur; - un premier plan supérieur (3) de galeries horizontales, parallèles et équidistantes, munies de moyen (9) pour véhiculer les déchets; - un deuxième plan inférieur (4) de galeries horizontales, parallèles et équidistantes selon une direction inclinée d'un angle α par rapport à la direction commune des galeries du premier plan supérieur (3).

Description

  • La présente invention se rapporte d'une façon générale aux techniques de conservation des matières radioactives issues des éléments combustibles usagés après leur déchargement d'un réacteur.
  • Les matériaux fissiles qui ont séjourné dans un réacteur nucléaire, comme par exemple un réacteur à uranium enrichi refroidi à l'eau légère pressurisée, sont appauvris en U235 et corrélativement enrichis en plutonium en même temps qu'il y a création de déchets. Comme ce dernier élément est lui-même fissile et peut être utilisé à son tour notamment dans des réacteurs du type à neutrons rapides, on procède fréquemment sur de tels éléments combustibles usagés à des opérations dites de retraitement qui permettent essentiellement la séparation de l'uranium appauvri en isotope 235 et du plutonium formé ainsi que le conditionnement des déchets sous une forme sûre. Après un processus de retraitement, les produits résiduels non utilisables et qui comportent une part importante de matériaux fortement radioactifs sont alors soumis à des opérations de vitrification.
  • Pour cette conservation, deux problèmes majeurs sont à prendre en considération. D'une part et bien évidemment les déchets ainsi conditionnés sont très fortement radioactifs et constituent un danger mortel pour tous les organismes vivants dont on doit les séparer par des protections biologiques ; d'autre part, et ceci n'est pas toujours pris en considération avec toute l'attention nécessaire, les réactions de désintégration radioactive dont ils sont le siège, libèrent, de l'énergie sous forme de chaleur. A cette remarque viennent s'ajouter les périodes de décroissance de ces corps radioactifs qui sont parfois très longues et peuvent s'étendre par exemple de 30 à 30.000 ans pour les plus courants.
  • A titre d'illustration de ce qui précède, les tableaux 1 et 2 qui suivent donnent respectivement pour les produits de fission et pour les actinides, les masses et puissances des noyaux radioactifs obtenus à partir du retraitement d'une tonne d'uranium contenu dans des éléments combustibles de réacteur nucléaire à eau légère, dont le retraitement a été effectué trois ans après le déchargement du combustible.
    Figure imgb0001
    Figure imgb0002
  • Pour illustrer les conséquences des données précédentes, on peut rappeler que les déchets radioactifs ainsi vitrifiés sont stockés couramment en France sous la forme d'une masse cylindrique compacte d'un volume de 220 litres dans un conteneur métallique dont la paroi a une épaisseur de 5 mm, dont le diamètre est de 430 mm et la hauteur de 1660 mm. De tels conteneurs s'échauffent spontanément à des températures élevées ; pour assurer une bonne conservation avec une limite de sécurité suffisante, il a été décidé de ne pas dépasser 200°C en surface de conteneur et 450°C au coeur du verre sur l'axe du conteneur. Un tel conteneur en soi connu est représenté à titre indicatif sur la figure 1 ci- jointe.
  • L'idée la plus simple qui vient tout naturellement à l'esprit pour se débarrasser de ces déchets vitrifiés est celle de l'enfouissement dans le sol à plus ou moins grande profondeur. Malheureusement, la théorie et la pratique montrent qu'un tel confinement sans précautions spéciales dans des galeries ou des enceintes souterraines est impossible en raison des températures auxquelles parviendrait la masse ainsi conservée et qui seraient suffisantes pour provoquer des fissurations ou des affaissements de terrain sérieux accompagnés de destruction partielle de certains des conteneurs de verre, ce qui pourrait conduire les produits radioactifs extrêmement dangereux à se répandre dans l'environnement.
  • Pour cette raison, on envisage généralement une conservation de ces déchets vitrifiés en trois périodes successives dans le temps, à savoir respectivement :
    • 1. Un entreposage provisoire ou intérimaire de 4 à 5 ans dans des chambres en béton situées au voisinage de la surface du sol et parcourues par de l'air de refroidissement forcé pour évacuer les calories et limiter la température de l'ensemble à une valeur maximale de l'ordre de 200°C. Des puits métalliques à petite capacité permettent de loger dans un ensemble de ce genre 3000 à 4000 conteneurs de verre fortement actifs.
    • 2. Après cette première période de décroissance radioactive, un stockage intérimaire de longue durée, toujours au voisinage de la surface, à une profondeur de 6 à 50 m dans des salles en béton construites par terrassement et munies d'un refroidissement libre ou forcé.
    • 3. Un dépôt définitif dans le sol à grande profondeur de ces mêmes conteneurs de verre lorsque leur état d'activité a suffisamment décru pour que la masse ainsi entreposée de façon définitive dans le sol n'échauffe pas la roche d'accueil au delà de 100°C à 150°C selon sa nature. Les installations de dépôt définitif à grande profondeur (de l'ordre de 500 à 1000 m par exemple) sont alors obturées de façon définitive par des barrières géochimiques à l'aide d'un matériau qui assure à la fois la continuité mécanique du massif géologique et la continuité thermique entre les conteneurs de verre et la roche pour permettre la dissipation de l'énergie résiduelle qui continuera à être émise pendant quelques milliers d'années.
  • La nécessité de séparer les étapes 2 et 3 précédentes que sont le stockage intérimaire de longue durée et le dépôt définitif dans le sol, conduit à une complication majeure qui est la remontée à la surface et le transport dans un autre site des conteneurs de verre fortement actifs. Cette complication augmente évidemment les risques de contamination et par conséquent le danger lié au problème de l'évacuation desdits déchets radioactifs.
  • La présente invention a précisément pour objet une installation de stockage géologique qui permet, grâce à des moyens relativement simples, de réaliser les deux périodes de conservation précédente de façon successive sur un même site.
  • A cet effet, l'invention a pour objet un procédé d'évacuation de déchets radioactifs, notamment vitrifiés, caractérisé en ce que l'on effectue, dans le même site géologique et de façon successive dans le temps, un premier stockage intérimaire sous ventilation d'air par convection naturelle, puis, après arrêt de cette ventilation et obturation du site par une barrière géochimique, un dépôt définitif assurant la décroissance complète de la radioactivité de ces mêmes déchets.
  • Le procédé objet de l'invention consiste à effectuer par conséquent les deux opérations de stockage intérimaire et de dépôt définitif dans une installation géologique à profondeur suffisante et néanmoins apte à être ventilée par convection naturelle d'air frais provenant de la surface du sol et mis en mouvement uniquement par l'énergie calorifique libérée par les déchets radioactifs enfouis dans le sol. Lorsque, la décroissance radioactive ayant atteint le taux souhaité, il n'y a plus de risques à envisager le stockage définitif in situ, on obture le site complètement et de façon définitive en arrêtant bien entendu la ventilation précédente.
  • La présente invention a également pour objet une installation géologique qui permet la mise en oeuvre du procédé précédent et qui se caractérise essentiellement en ce qu'elle comporte dans le sol en combinaison :
    • - une série de puits verticaux d'accès des déchets vers le sous-sol et de ventilation reliant la surface du sol au site de stockage situé à grande profondeur ;
    • - un premier plan supérieur de galeries horizontales, parallèles et équidistantes, munies de moyens pour véhiculer les déchets ;
    • - un deuxième plan inférieur de galeries horizontales, parallèles, et équidistantes, selon une direction inclinée d'un angle a par rapport à la direction commune des galeries du premier plan supérieur ;
    • - des puits verticaux, affectés au stockage des déchets et reliant selon un réseau géométrique régulier les galeries du premier plan et du deuxième plan, chaque puits débouchant, en partie haute, dans l'axe d'une galerie du premier plan et, en partie basse, dans une niche latérale, reliée à l'une des galeries du deuxième plan ;
    • - au moins un des puits verticaux alimentant en air frais depuis la surface du sol les galeries du deuxième plan et au moins un autre des puits verticaux évacuant l'air chaud depuis lesdites galeries vers la surface du sol, la circulation de cet air de refroidissement ayant lieu en épingle à cheveux selon un trajet ascendant-descendant dans les puits verticaux reliant les deux plans de galeries pendant le stockage intérimaire, sous l'effet du dégagement de chaleur se produisant dans les déchets stockés.
  • La répartition des déchets radioactifs dans des puits verticaux de stockage qui relient les galeries du premier plan et du deuxième plan permet de résoudre.de façon simple et pratique les problèmes essentiels de ce type de stockage. En effet, les puits verticaux d'accès depuis la surface du sol vers l'installation sont utilisés l'un pour descendre les déchets radioactifs à grande profondeur et les autres pour assurer la ventilation d'air par convection naturelle dans l'installation ; les galeries du premier plan supérieur sont munies de moyens pour véhiculer lesdits déchets tels que par exemple chariots ou locomoteurs montés sur rails. Les galeries du deuxième plan inférieur servent à assurer l'apport en air frais depuis la surface et l'évacuation de l'air chaud qui a circulé dans l'installation ; le fait que ces galeries sont inclinées d'un angle a sur la direction commune des galeries du premier plan permet de disposer les puits verticaux de stockage entre l'axe des galeries du premier plan et des niches latérales, voisines des galeries du deuxième plan, dans lesquelles un support reposant sur la surface du sol assure l'assise et la stabilité des conteneurs de déchets actifs vitrifiés empilés dans lesdits puits verticaux de stockage depuis les galeries supérieures du premier plan. Ces puits verticaux, dans lesquels a lieu le dégagement de chaleur dû au stockage de déchets, sont également parcourus en épingle à cheveux dans le sens ascendant-descendant par le courant d'air de ventilation par convection naturelle. On comprend l'avantage que présente l'inclinaison des directions des galeries des deux plans l'un par rapport à l'autre : s'il est possible en effet de prévoir que les puits verticaux débouchent dans l'axe des galeries du plan supérieur pour le chargement de ces puits, il n'est pas pensable en revanche que ces mêmes puits de stockage débouchent directement dans l'axe des galeries du deuxième plan inférieur, faute de quoi il aurait fallu prévoir un renflement important de chacune de ces galeries au point d'arrivée inférieur de chaque puits de stockage, ce qui en aurait compliqué énormément la réalisation. Selon l'installation conforme à l'invention au contraire, le point d'arrivée au deuxième niveau des puits verticaux de stockage se situe latéralement au voisinage immédiat des galeries du deuxième plan, ce qui permet de les installer dans des niches latérales toutes identiques et conçues sur le même modèle.
  • Selon l'invention, l'angle a d'inclinaison des galeries du deuxième plan par rapport aux galeries du premier plan est égal, de préférence à rune des deux valeurs 30° et 45°, le réseau géométrique régulier de.s puits verticaux de stockage entre les deux plans de galeries étant soit à mailles hexagonales, soit à mailles carrées.
  • De façon pratique, l'arrivée d'air frais et le départ d'air chaud au niveau des galeries du deuxième plan a lieu par l'intermédiaire d'une ceinture de deux galeries périphériques, entourant les galeries du deuxième plan, et communiquant avec elles.
  • Selon une autre caractéristique de la présente invention, les déchets radioactifs sont répartis, à l'intérieur de chaque puits vertical de stockage, dans des tubes occupant la périphérie du puits et parcourus par de l'air frais ascendant, l'air chaud redescendant dans un tube central vide, la base de chaque tube périphérique pouvant comporter un dispositif amortisseur de chute et l'ensemble des tubes reposant sur un support de base en fonte rempli de béton et disposé au centre d'une niche latérale.
  • Selon une autre caractéristique de l'installation géologique objet de l'invention, les puits verticaux de stockage sont obturés, à leur débouché dans les galeries du premier plan, par une plaque métallique ou bouchon assurant la protection du personnel contre les rayonnements sans empêcher la circulation des véhicules.
  • Le premier plan supérieur de galeries peut être situé selon la nature du terrain entre 300 et 1000 mètres et la distance verticale qui les sépare du deuxième plan inférieur de galeries peut être de l'ordre de 20 à 40 mètres mais de préférence de 25 à 30 mètres, ce qui permet de superposer dans les tubes précédents 10 à 15 couches de chacune 6 conteneurs vitrifiés d'une hauteur de lm 85 chacun environ.
  • De toute façon l'invention sera mieux comprise à la lecture qui suit de la description de plusieurs exemples de mise en oeuvre qui seront donnés à titre explicatif et non limitatif et décrits en se référant aux figures 1 à 7 ci-jointes, sur lesquelles :
    • - la figure 1 montre en coupe-élévation l'implantation générale dans le sol d'une installation géologique conforme à la présente invention :
    • - la figure 2 montre une vue schématique de dessus d'un ensemble de stockage comportant une galerie supérieure et une galerie inférieure permettant de comprendre l'implantation des puits verticaux de stockage entre les deux galeries ;
    • - la figure 3 montre le détail de réalisation d'une niche latérale dans laquelle on voit le support de base des six tubes de logement de conteneurs vitrifiés ;
    • - la figure 4 est une coupe axiale de la figure 3 qui permet de voir l'implantation des tubes et des conteneurs qu'ils renferment ainsi que le sens de circulation de l'air ;
    • - la figure 5 est une vue en perspective cavalière d'une partie de l'installation montrant les deux plans de galeries supérieur et inférieur et leurs connexions avec les puits verticaux de stockage d'une part et les puits d'accès d'air froid et d'air chaud de l'autre ;
    • - la figure 6 représente une variante possible du circuit de ventilation par convection naturelle de l'air dans l'installation objet de l'invention ;
    • - les figures 7a à 7d montrent les différentes configurations possibles d'inclinaison de la direction des galeries supérieures et inférieures les unes par rapport aux autres en rapport avec les différentes formes de réseau géométrique de puits verticaux qui en résultent.
  • Sur la figure 1, on voit, creusés en profondeur sous le niveau 1 du sol, les puits d'accès 2a, 2b et 2c ; le premier plan supérieur de galeries horizontales 3 et le deuxième plan inférieur de galeries horizontales 4 que l'on a représenté, pour la commodité du dessin, parallèle au plan de galeries supérieures 3 bien qu'il soit conformément à l'invention, incliné d'un angle a sur ce dernier.
  • Entre les plans de galeries 3 et 4, s'étendent verticalement les puits verticaux de stockage 5 dans lesquels sont stockés les conteneurs de déchets radioactifs vitrifiés, dont quelques uns seulement référencés 6 ont été représentés schématiquement sur la figure 1.
  • Le puits d'accès 2a est utilisé pour descendre au niveau des galeries 3, les fûts tels que 7 à partir d'une machine de chargement 8 située en surface comportant sa propre protection et mobile sur des roues. Au niveau de la galerie 3, une autre machine de transfert 9 reprend les fûts 7 pour les acheminer le long de la galerie 3 et les introduire, comme on le voit dans le puits vertical 5 de gauche après avoir retiré la plaque métallique ou bouchon 10 de ce puits vertical 5. On voit également au fond de chaque puits de stockage vertical 5, le support de base 11 servant d'appui à la colonne de fûts 6 empilés dans chaque puits.
  • La ventilation par convection naturelle de l'installation de la figure 1, a lieu comme l'indiquent les flèches sur le dessin, c'est-à-dire que le tube 2b sert à l'aspiration depuis la surface du sol 1 d'un air frais qui chemine ensuite dans les galeries 4 et, à partir de là, en épingle à cheveux selon un trajet montant et descendant dans chacun des puits verticaux 5 pour être évacué ensuite sous forme d'air chaud par des conduits axiaux à chaque puits vertical de stockage 5 et remonter à la surface par le puits d'aération 2c. Selon l'invention, c'est l'effet de cheminée qui résulte de la présence dans les puits verticaux 5 de déchets radioactifs dégageant une forte quantité de calories qui permet cette circulation d'air de refroidissement dans l'installation par convection naturelle.
  • Pour donner une idée approximative des dimensions de l'installation de la figure l, le premier plan supérieur 3 de galeries est situé à 500 mètres de profondeur. et le deuxième plan 4 de galeries 30 mètres plus bas, c'est-à-dire à 530 mètres de la surface du sol 1.
  • Sur la figure 2, on a représenté schématiquement une vue en plan des deux niveaux de galeries 3 et 4 de l'installation de la figure 1 précédente. Les galeries du niveau 3 sont représentées en traits pleins et les galeries du niveau 4 en tirets pour éviter toute confusion. On retrouve sur cette figure, les puits d'accès 2a, d'arrivée d'air de refroidissement 2b et d'évacuation d'air chaud 2c. L'emprise totale de l'installation en plan est de 500 x 500 m, c'est-à-dire que chacune des galeries du niveau 3, au nombre total de 17 distantes entre elles de 25 m, a une longueur de 500 m. Dans le mode de réalisation de la figure 2, les galeries 4 du plan inférieur sont inclinées à 45° sur les galeries 3 du plan supérieur et les différentes niches 12 contenant les puits verticaux de stockage 5 sont disposées à la verticale des galeries du premier plan horizontal 3 de façon à permettre le chargement commode des puits 5. Ces puits 5 sont au nombre de 149 sur toute la surface, dont quelques uns seulement sont représentés ; ils ont un diamètre de 3,2 m. Les galeries des niveaux 3 et 4 ont un profil circulaire légèrement aplati vers le bas et un diamètre de 5 m. Les puits d'accès ou d'évacuation 2 ont un diamètre de 8 m. Selon l'invention, deux galeries périphériques 13 et 14 entourent les galeries obliques du niveau inférieur 4 et sont destinées, ainsi qu'on le décrira plus en détail ultérieurement, à faciliter la répartition de l'air de refroidissement provenant de la surface et de l'air chaud à évacuer vers la surface après sa traversée des puits verticaux 5.
  • Dans le mode de réalisation de la figure 2, les 149 puits de stockage verticaux 5 sont situés au sommet d'un réseau à mailles carrées.
  • Sur la figure 3, on a représenté le détail d'une des niches 12 servant de support à une colonne de conteneurs radioactifs vitrifiés empilés dans un puits vertical tel que 5. Dans cette niche 12, on voit un support de base 11 en fonte rempli de béton sur lequel viennent s'appuyer six logements 15, 16, 17, 18, 19 et 20, dans le fond desquels se trouvent des tabourets anti-chute non représentés qui servent de support aux conteneurs de déchets vitrifiés qu'on vient y loger les uns au-dessus des autres. Chaque tube tel que 20 est muni d'un conduit 21 d'arrivée d'air froid qui comporte une chicane permettant le passage de cet air en assurant la protection biologique vis-à-vis des produits radioactifs contenus dans le tube 20. Les six tubes de logement des produits stockés 15, 16, 17, 18, 19 et 20 sont donc ainsi parcourus par un débit d'air frais ascendant qui lèche en permanence la périphérie des conteneurs vitrifiés empilés dans chacun des tubes. Un tube central vide 22 est affecté au retour de l'air chaud depuis la partie supérieure du puits vertical 5 vers la conduite de sortie d'air chaud 23 laquelle est reliée à la galerie d'évacuation 14 de la figure 2. Un plancher de séparation 24 représenté sous une forme éclatée pour permettre la vue du support ll, sépare la partie supérieure de la niche où circule l'air froid venant de la surface de la partie inférieure dans laquelle se trouve la conduite d'air chaud 23.
  • Dans l'exemple décrit, le puits 5 a une hauteur de 30 m et les tubes 15 à 20 contiennent 10 à 15 couches de six conteneurs de déchets radioactifs vitrifiés ayant chacun une hauteur de 1,85 m environ.
  • Sur la figure 4, on retrouve en coupe axiale selon l'axe du puits 5 de la figure 3, les tubes 17, 22 et 20 munis de leur amortisseur antichute 24. Les flèches montrent le sens de la circulation d'air froid et ascendant dans les tubes périphériques 17 et 20 et d'air chaud et descendant dans le tube central vide 22.
  • La figure 5 montre en perspective l'un des angles de l'installation des puits verticaux 5 entre les galeries du premier plan supérieur 3 et les galeries du deuxième plan inférieur 4. On retrouve les puits d'évacuation d'air chaud 2c et d'arrivée d'air froid 2b ainsi qu'au deuxième niveau des galeries 4 la ceinture des deux galeries périphériques 13 et 14 servant à la distribution et à la répartition de l'air frais arrivant de la surface (traits pleins) et de l'air chaud évacué vers la surface (tirets). Un certain nombre de niches 12 sont également visibles sur cette figure ainsi que des puits verticaux 5 sous forme éclatée permettant de voir les six tubes de stockage périphérique et le tube de retour d'air chaud central. Dans les canalisations 4 de la galerie du deuxième plan ainsi que dans la canalisation 13, une division en deux compartiments est réalisée par un plateau médian 25 qui sépare la partie supérieure de la canalisation dans laquelle circule librement de l'air frais de la partie inférieure dans laquelle une seconde canalisation 26 sert de conduit véhiculant l'air chaud. Ce plateau 25 correspond au plancher de séparation des niches 12 tel que celui que l'on voit en 24 sur la figure 3.
  • L'installation ainsi décrite en se référant aux cinq premières figures est adaptée à recevoir les déchets radioactifs correspondant au retraitement d'une usine traitant 1600 tonnes de combustible par an et ayant fonctionné pendant 30 ans. Elle peut stocker ainsi de façon définitive environ 24000 fûts de 220 litres chacun de déchets radioactifs vitrifiés sans que la température dépasse la valeur critiquede 100°C sur la roche environnante. A titre de précision, on peut indiquer que la galerie d'évacuation périphérique 14 d'air chaud ne dépasse pas 90°C en fonctionnement permanent.
  • La figure 6 représente de façon schématique et simplifiée une variante du mode de mise en circulation par convection naturelle de l'air dans une installation de même nature que celle des figures précédentes. On retrouve dans cette installation les puits d'accès 2a, d'entrée d'air frais 2b et d'évacuation d'air chaud 2c en liaison avec les galeries 3 du premer plan et les galeries 4 du deuxième plan inférieur. Comme sur la figure 1, l'inclinaison des galeries d'un étage sur l'autre n'a pas été représentée pour plus de simplicité. La différence de conception avec l'exemple précédent réside ici dans le fait que l'air frais provenant de la surface par la canalisation 2b est injecté directement dans les galeries du niveau 4 et s'élève à sens unique dans tous les puits 5 pour déboucher dans les diverses galeries du premier plan 3 et être évacué globalement par la canalisation 2c à partir du premier plan supérieur 3. Dans cette variante par conséquent, il n'y a plus de circulation naturelle d'air selon un trajet en épingle à cheveux dans les puits verticaux de stockage 5.
  • Les figures 7a, 7b, 7c et 7d montrent plusieurs exemples possibles d'implantation des puits verticaux de stockage 5 dans un réseau régulier. Sur ces différentes figures, on a représenté en traits pleins les galeries du premier plan 3 et, inclinées d'un angle α et en tirets, les galeries du deuxième plan 4 de l'installation. Ces différentes figures ont pour objet de montrer que les configurations possibles de disposition des puits verticaux de stockage 5 sont assez nombreuses et en correspondance avec la valeur de l'angle a d'inclinaison des galeries du plan 3 sur les galeries du plan 4.
  • Si l'on prend comme paramètres l'entraxe minimal a entre deux galeries du plan 3 et l'entraxe minimum b entre deux puits 5, on doit d'abord garder en. mémoire que ces deux paramètres ont des limites qui sont imposées pour l'entraxe a entre galeries par des raisons de solidité mécanique, et, pour l'entraxe b entre puits de stockage 5, par des raisons thermiques. puisque l'échauffement de la roche doit être limité à une valeur de l'ordre de 100°C à 150°C suivant la nature de celle-ci.
  • Selon les différentes hypothèses qui peuvent se présenter et notamment les caractéristiques physiques du milieu géologique, trois cas I, II et III sont à considérer.
    • I. Dans les cas des figures 7a et 7b on suppose que b > a. Deux cas doivent alors être examinés.
      • 1)
        Figure imgb0003
        ≥a dans ce cas le réseau optimal est un réseau hexagonal de mailles b comme représenté sur la figure 7a l'entraxe entre les galeries 3 étant alors a =
        Figure imgb0004
        ce qui conduit à une maille hexagonale et à un angle a d'inclinaison des galeries 4 sur les galeries 3 égal à 30°C.
      • 2)
        Figure imgb0005
        <a, c'est alors le cas de la figure 7b, et on a intérêt à réaliser un réseau à mailles carrées de côté b, l'angle d'inclinaison des galeries 4 sur les galeries 3 étant de 45°.
    • II. Si b = a, c'est le cas des figures 1 à 6, et l'optimum est alors la maille carrée et l'angle d'inclinaison a des galeries des deux plans l'une sur l'autre de 45° avec un côté de la maille égal à a.
    • III. b < a, c'est le cas des figures 7c et 7d qui correspondent chacune à une réalisation différente, selon que l'on choisit l'inclinaison a pour que l'on ait tgα = b/2a (figure 7c) ou tga = b/a (figure 7d).
  • Dans le premier cas (figure 7c) la maille des puits de stockage 5 est une maille en forme de parallèlo- gramme et dans le deuxième cas (figure 7d) c'est une maille rectangulaire.
  • On a néanmoins intérêt dans le cas où b< a à réaliser un entraxe entre puits supérieurs égal à a, et à réaliser également un réseau à mailles carrées de côté a, l'angle a d'inclinaison étant toujours de 45°, ceci pour simplifier la réalisation et les possibilités de calcul thermique de la configuration.
  • Les considérations précédentes ne sont données bien entendu qu'à titre illustratif pour montrer que la caractéristique générale de l'invention selon laquelle on réalise une inclinaison a des galeries des premier et deuxième plans les unes sur les autres peut conduire dans la pratique à de nombreux modes d'implantation des puits de stockage 5 sans sortir pour autant du cadre de l'invention. Il résulte néanmoins des considérations précédentes que les valeurs les plus pratiques pour l'angle a sont 30° ou 45° et, pour le réseau géométrique régulier des puits verticaux de stockage, une maille soit hexagonale soit carrée.
  • Les roches d'accueil dans lesquelles sont creusées les galeries de l'installation objet de l'invention peuvent être de natures très variées ; on citera néanmoins comme particulièrement intéressants les terrains constitués de granit, d'argile,de sel ou de roches volcaniques.
  • Enfin, lorsqu'au bout d'une période de 100 à 300 ans, on estime que le temps nécessaire au premier stockage intérimaire est terminé, on descend au coeur même de l'installation pour y déposer la barrière géochimique de remplissage définitif en démontant lels structures propres à la ventilation et en colmatant les vides entre les sources et la roche ainsi qu'en obturant tous les accès tels que galeries, cheminées etc. Ce remplissage doit être fait conformément à l'invention à l'aide d'un matériau qui doit :
    • - assurer la continuité thermique entre les sources radioactives et la roche après fermeture pour permettre à l'énergie résiduelle de continuer à se dissiper régulièrement jusqu'à la cessation définitive de toute activité ;
    • - rétablir la continuité mécanique du massif rocheux ;
    • - rétablir une perméabilité de ce même massif, notamment vis-à-vis des eaux d'infiltration, voisine de ce qu'elle était à l'origine
    • - jouer éventuellement le rôle de barrière physico-chimique.
  • Pour ce remplissage, divers matériaux peuvent être utilisés. A titre d'exemple non limitatif, on peut citer :
    • - dans le cas de roches en granit, un mélange de granit concassé et d'argile du type "beutonite" ;
    • - dans le cas de sel ou d'argile, ce sont ces matériaux eux-mêmes qui servent respectivement de remplissage.

Claims (9)

1. Procédé d'évacuation de déchets radioactifs, notamment vitrifiés, caractérisé en ce que l'on effectue, dans le même site géologique et de façon successive dans le temps, un premier stockage intérimaire sous ventilation d'air par convection naturelle, puis, après arrêt de cette ventilation et obturation du site par une barrière géochimique, un dépôt définitif assurant la décroissance complète de la radioactivité de ces mêmes déchets.
2. Installation géologique pour l'évacuation de déchets radioactifs, notamment vitrifiés, selon le procédé de la revendication 1 précédente, caractérisé en ce qu'elle comporte en combinaison :
- une série de puits verticaux (2) d'accès des déchets vers le sous sol et de ventilation reliant la surface du sol (1) au site de stockage situé à grande profondeur ;
- un premier plan supérieur (3) de galeries horizontales, parallèles et équidistantes, munies de moyens (9) pour véhiculer les déchets ;
- un deuxième plan inférieur (4) de galeries horizontales, parallèles et équidistantes, selon une direction inclinée d'un angle a par rapport à la direction commune des galeries du premier plan supérieur (3) ;
- des puits verticaux (5) affectés au stockage des déchets et reliant selon un réseau géométrique régulier les galeries du premier plan (3) et du deuxième plan (4) chaque puits (5) débouchant, en partie haute, dans l'axe d'une galerie du premier plan et, en partie basse, dans une niche latérale (12), reliée à l'une des galeries du deuxième plan ;
- au moins un des puits verticaux (2b) alimentant en air frais depuis la surface du sol, les galeries du deuxième plan et au moins un autre des puits verticaux (2c) évacuant l'air chaud depuis lesdites galeries vers la surface du sol, la circulation de cet air de refroidissement ayant lieu en épingle à cheveux selon un trajet ascendant-descendant dans les puits verticaux reliant les deux plans de galeries pendant le stockage intérimaire, sous l'effet du dégagement de chaleur se produisant dans les déchets stockés.
3. Installation géologique selon la revendication 2, caractérisée en ce que l'angle a d'inclinaison des galeries du deuxième plan par rapport aux galeries du premier plan est égal à l'une des deux valeurs 30° et 45°, le réseau géométrique régulier des puits verticaux de stockage entre les deux plans de galeries étant soit à mailles hexagonales, soit à mailles carrées.
4. Installation géologique selon la revendication 2, caractérisée en ce que l'arrivée d'air frais et le départ d'air chaud au niveau des galeries du deuxième plan a lieu par l'intermédiaire d'une ceinture de deux galeries périphériques (13, 14), entourant les ga- ler ies du deuxième plan (4), et communiquant avec elles.
5. Installation géologique selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisée en ce que les déchets radioactifs sont répartis, à l'intérieur de chaque puits vertical de stockage (5), dans des tubes (15, 20) occupant la périphérie du puits et parcourus par de l'air frais ascendant, l'air chaud redescendant dans un tube central vide (22), la base de chaque tube périphérique comportant un dispositif amortisseur de chute (21) et l'ensemble des tubes reposant sur un support de base en fonte (11) rempli de béton et disposé au centre d'une niche latérale (12).
6. Installation géologique selon la revendication 2, caractérisée en ce que les puits verticaux de stockage (5) sont obturés, à leur débouché dans les galeries du premier plan, par une plaque métallique (10) assurant la protection du personnel contre les rayonnements sans empêcher la circulation des véhicules.
7. Installation géologique suivant l'une quelconque des revendications 2 à 6, caractérisée en ce que le premier plan supérieur de galeries est situé entre 300 et 1000 mètres.
8. Installation géologique suivant l'une quelconque des revendication 2 à 7, caractérisée en ce que le premier plan supérieur de galeries et le deuxième plan inférieur de galeries sont distants verticalement de 20 à 40 mètres et, de préférence, de 25 à 30 mètres.
9. Installation géologique suivant l'une quelconque des revendications 2 à 8, caractérisé en ce qu'elle est creusée dans un massif rocheux composé de l'une des roches choisies dans le groupe comprenant le granit, l'argile, le sel et les roches volcaniques.
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