SENES Consultants Ltd, ON CAN

Le présent rapport donne une brève description des systèmes de stockage à sec sur les sites des réacteurs de production électrique commerciale au Canada. En plus, des commentaires sont présentés sur un certain nombre de questions environnementales et de réglementation reliées aux systèmes de gestion du combustible usé sur les sites des réacteurs. La pratique actuelle au Canada est de laisser le combustible usé (c.-à-d. le combustible qui a été irradié dans un réacteur) se refroidir dans des piscines à combustible usé (en fait des piscines remplies d'eau) pendant 10 ans ou plus, et d'ensuite transférer le combustible vers un système de stockage à sec en surface. Bien qu'Ontario Power Generation soit le plus important producteur de combustible usé, les autres entreprises de production électrique, Hydro-Québec et Énergie Nouveau-Brunswick, en produisent également d'importantes quantités. De plus, des quantités de combustible usé, beaucoup moins importantes, ont été produites par les activités de recherche d'Énergie atomique du Canada et par les différents réacteurs prototypes et de recherche au Canada.

Énergie atomique du Canada ltée (EACL) et Ontario Power Generation (OPG) avaient entamé des recherches sur les différentes méthodes de stockage à sec dans les années 1970. EACL a maintenant plus de 25 ans d'expérience avec les systèmes de stockage à sec. La durée de vie prévue actuellement pour les conteneurs de stockage à sec est de 50 ans; cependant, on croit que la vie utile réelle de ces conteneurs sera de plus de 100 ans. Dans le cas où des installations centralisées pour la gestion du combustible usé ne seraient pas disponibles dans un délai raisonnable, l'utilisation sur une plus longue période du stockage à sec constituerait une méthode fiable de gestion du combustible usé pour le plus long terme. Dans ce cas, les aspects réglementaires et environnementaux devraient être réexaminés.

• 6-1 Situation concernant les systèmes d’entreposage du combustible nucléaire irradié sur les sites des réacteurs (en anglais)
• 6-1 Résumé

Biographie de l’auteur

Douglas Chambers

Douglas Chambers, vice-président et directeur des Recherches sur les rayonnements et le risque du groupe SENES. Il est membre de la délégation canadienne au comité scientifique de l’ONU pour l’étude des rayonnements ionisants (UNSCEAR) depuis 1998. En 1993, M. Chambers a été nommé membre de l’ancien Comité consultatif de la radioprotection (CCRP), qui conseillait le Comité consultatif de la Commission de contrôle de l’énergie atomique (maintenant la Commission canadienne de sûreté nucléaire). Il a été président du comité technique de l’Association canadienne de normalisation sur la radioprotection environnementale pendant plus de 10 ans et est aujourd’hui membre du comité technique de l’Association canadienne de normalisation sur l’évaluation du risque. M. Chambers est également membre du Comité 85 sur le radon du National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP). Il conseille actuellement UNSCEAR sur l’exposition au radon et sur ses effets potentiels sur la santé.

M. Chambers est reconnu au Canada et sur la scène internationale pour ses travaux sur la radioactivité environnementale, l’analyse des voies de contamination, la gestion des déchets radioactifs et l’évaluation du risque.

Entre autres activités, M. Chambers a dirigé ou mené des évaluations portant sur toutes les phases du cycle du combustible nucléaire. Il a aussi effectué de nombreuses recherches au Canada, aux États-Unis et dans d’autres pays sur les déchets radioactifs.

Parmi ses récentes affectations, il a collaboré avec le ministère fédéral allemand de l’Environnement (BMU) et les provinces de Saxe et de Thuringe au déclassement d’anciennes installations d’extraction et de traitement de l’uranium, à la réévaluation de l’exposition de mineurs aux produits de filiation du radon, à l’élaboration d’un guide réglementaire sur les modèles de dispersion de l’UF6, pour la U.S. Nuclear Regulatory Commission, à l’établissement de paramètres de mesure pour la comparaison des risques et à l’évaluation des risques pour les biotes non humains.

M. Chambers a joué un rôle de chef de file dans la mise au point d’outils pour l’analyse de l’incertitude, la reconstitution de doses et la radioprotection. Il a contribué à plus d’une centaine d’articles techniques et d’exposés et a participé à de nombreuses commissions et enquêtes sur l’effet des rayonnements sur l’environnement et sur les travailleurs au Canada et aux États-Unis. En 1997, l’Association nucléaire canadienne a reconnu les réalisations exceptionnelles de M. Chambers dans le domaine de la radioactivité environnementale en lui décernant la médaille W.B. Lewis. M. Chambers a été en 2001 le conférencier Morgan pour la Health Physics Society.

Mohan Rao et Dave Hardy, Hardy Stevenson and Associates, ON CAN

Ce document examine l'état actuel des systèmes de stockage centralisé pour le combustible nucléaire usé. Il s'agit d'installations pour le stockage centralisé de combustible usé en un seul endroit, que l'on construit pour réaliser une gestion efficace lorsqu'il y a plusieurs réacteurs qui produisent du combustible usé. Ces installations sont souvent aménagées dans un contexte régional ou national par des organismes chargés de la gestion du combustible usé. L'examen révèle que des systèmes de stockage centralisé fonctionnent déjà et constituent un moyen de stockage temporaire dans plusieurs pays. Il existe un certain nombre de technologies telles que des piscines remplies d'eau, des châteaux en métal, des châteaux en béton, des silos et des alvéoles de stockage. Certaines des technologies utilisées pour les systèmes de stockage centralisé furent d'abord développées pour des périodes d'entreposage d'environ 50 ans. Plusieurs pays envisagent maintenant des périodes d'entreposage plus longues, de 50 à 100 ans. Le rôle du stockage centralisé dans la gestion de combustible usé a évolué au cours des années et, dans certains pays, on considère cette méthode comme une solution de rechange à l'évacuation pour des périodes variant entre 50 et 300 ans. Pour des périodes prolongées d'entreposage, les systèmes de stockage nécessitent souvent de la recherche et du développement additionnels, et de tels programmes sont en cours dans un certains nombre de pays et font partie d'initiatives de coopération internationale.

• 6-2 Situation concernant les systèmes de stockage centralisés de combustible nucléaire irradié (en anglais)
• 6-2 Résumé
• Hardy Stevenson Website (en anglais)
  

Biographies des auteurs

Dave Hardy

Dave Hardy est conseiller principal chez Hardy Stevenson and Associates Limited, une firme d’experts-conseils spécialisée dans les services techniques, les évaluations d’impacts socioéconomiques, l’analyse éthique, le dialogue public, l’aménagement du territoire et la planification environnementale. La firme effectue des analyses et aide à l’évaluation environnementale et à l’autorisation de projets d’énergie, de télécommunications, de déchets domestiques, de transport, d’approvisionnement en eau potable et traitement des eaux usées, et à d’autres projets d’infrastructure. En sa qualité de spécialiste en sciences sociales, d’urbaniste professionnel certifié et d’animateur dûment formé, M. Hardy s’est beaucoup intéressé à la manière dont les préoccupations des collectivités locales sont prises en compte dans les processus de décision touchant la gestion de déchets nucléaires. Il a participé à approximativement vingt-cinq projets de gestion et de transport du combustible irradié et a signé plusieurs rapports se rapportant au programme canadien de gestion et d’enfouissement des déchets de combustible nucléaire. Il détient un diplôme de baccalauréat en sociologie et une maîtrise en études environnementales avec spécialisation en évaluation des incidences sur les collectivités. Comme bénévole actif, M. Hardy a occupé une grande variété de postes de direction et de gestion au sein d’un large éventail d’organisations environnementales et sociales. En 2001, il a été élu membre honoraire Paul Harris.

Mohan Rao

Mohan Rao est vice-président aux Services techniques chez Hardy Stevenson and Associates Limited. Il a été conseiller supérieur en gestion des déchets nucléaires pour Ontario Power Generation Inc. jusqu’en 2000. Son expérience s’étend à divers aspects de la gestion des déchets, dont les déchets radioactifs de faible et moyenne activité, le combustible nucléaire irradié et le déclassement de centrales nucléaires, y compris un certain nombre d’études sur le stockage du combustible nucléaire irradié. Il a aussi travaillé dans le cadre de plusieurs projets de production d’énergie nucléaire pour le compte du ministère indien de l’Énergie atomique et d’Énergie atomique du Canada limitée, ainsi qu’en recherche et développement nucléaire au Centre de recherche atomique Bhabha, en Inde. Il a participé à plusieurs études de l’Agence internationale de l’énergie atomique et au programme canadien de gestion et d’évacuation des déchets de combustible nucléaire. Il possède un baccalauréat en génie mécanique, une maîtrise en sciences appliquées et en génie et un doctorat avec spécialisation en sciences nucléaires et en génie.

McCombie, McCombie Consulting, Switzerland

Ce rapport donne un aperçu objectif du développement du concept d'évacuation géologique des déchets radioactifs et de l'état actuel de ce concept. Il s'agit d'un exposé général préparé pour être lu par le grand public. Il aborde les principaux aspects reliés à l'évacuation géologique du combustible nucléaire usé et d'autres déchets fortement radioactifs. Certains aspects sont examinés en détail, parce qu'ils sont d'une importance fondamentale pour l'évacuation géologique et d'un intérêt plus marqué de la part de la population.

Ressources:

• 6-3 Status of Geological Repositories for Used Nuclear Fuel (en anglais)
• 6-3 Résumé

Author Biography

Charles McCombie

Charles McCombie travaille comme conseiller stratégique et technique indépendant pour le compte de divers programmes nationaux et internationaux de gestion des déchets. Il a plus de 30 ans d’expérience dans le domaine nucléaire, dont 25 dans la gestion des déchets radioactifs. Il a écrit ou coécrit plus de 150 articles publiés. Depuis 20 ans, il a été directeur scientifique et technique à la Nagra, la Société coopérative nationale (Suisse) pour le stockage des déchets radioactifs. Récemment, il a occupé le poste de directeur administratif de l’Association Arius. Il a aussi occupé des postes de chercheur scientifique à l’Atomic Energy Authority (R.-U.) et à l’Institut fédéral suisse de recherche en matière de réacteurs. Ses responsabilités ont inclus la sûreté nucléaire, l’évaluation de la performance en matière d’évacuation, l’ingénierie des dépôts et les études géologiques, ainsi que la direction générale du programme.

Il a été le coordonnateur suisse de projets réalisés en commun avec divers programmes nationaux, ainsi qu’avec l’AIEA, l’AEN et l’UE. Il a été membre de plusieurs comités chargés de conseiller des organisations nationales et internationales sur la gestion des déchets radioactifs. Il est actuellement président du Comité consultatif technique international de NUMO (l’organisation de gestion des déchets nucléaires du Japon), vice-président du conseil d’administration du Conseil national de recherche des É.-U. sur la gestion des déchets radioactifs et président du Comité consultatif nucléaire de l’Institut Paul Scherrer (Suisse).

M. McCombie a obtenu son baccalauréat ès sciences en philosophie de la nature (physique) à l’Université d’Aberdeen, en Écosse, et son doctorat en physique (science des matériaux) à l’Université de Bristol, en Angleterre.

David Jackson, David Jackson & Associates, ON CAN

Ce rapport donne un aperçu objectif du développement du concept d'évacuation géologique des déchets radioactifs et de l'état actuel de ce concept. Il s'agit d'un exposé général préparé pour être lu par le grand public. Il aborde les principaux aspects reliés à l'évacuation géologique du combustible nucléaire usé et d'autres déchets fortement radioactifs. Certains aspects sont examinés en détail, parce qu'ils sont d'une importance fondamentale pour l'évacuation géologique et d'un iCe document explique les concepts de base que constituent le retraitement, la séparation et la transmutation du combustible nucléaire. On y tient compte de la spécificité canadienne en décrivant les caractéristiques du combustible des réacteurs CANDU. La technologie du retraitement est présentée en expliquant à la fois la méthode Purex et les méthodes de retraitement à sec. L'état actuel dans le monde de l'option de retraitement est examiné en détail pour ce qui est du Royaume-Uni, de la France, de la Russie, du Japon, de l'Inde, des USA et du Canada. On fait rapport sur les recherches actuelles sur la transmutation des produits de fission et des actinides et on présente les concepts fondamentaux du réacteur à neutrons rapides et de la méthode fondée sur les systèmes à accélérateurs. Les aspects techniques du retraitement qui sont pertinents à une décision éventuelle sur son application au Canada sont résumés dans des sections sur ces questions pour que le lecteur puisse y faire référence facilement.ntérêt plus marqué de la part de la population.

• 6-4 Situation concernant le retraitement, la séparation et la transmutation du combustible nucléaire (en anglais)
• 6-4 Résumé

Biographie de l’auteur

David P. Jackson

M. Jackson est actuellement professeur adjoint en génie physique à l’Université McMaster, où il enseigne le génie nucléaire. Depuis le début de 2001, il a joué un rôle de premier plan dans la mise sur pied du Réseau d'excellence universitaire en génie nucléaire, une alliance d’universités et d’exploitants nucléaires vouée au soutien et à l’avancement de l’enseignement ainsi qu’à la recherche et au développement liés au cycle nucléaire dans les universités canadiennes.

En plus des aspects techniques de sa spécialité, il s’intéresse aussi aux questions plus larges associées à la gestion des systèmes technologiques et des communications publiques dans le domaine nucléaire. Il est attaché de recherche au Programme de recherche sur la gestion et l'économie internationales de l’Université d’Ottawa et a été membre de l’école thématique sur la science, la technologie et la politique publique de l’Université McMaster, où il a donné un cours sur la science et la technologie dans les médias, et a coadministré une Conférence consensuelle sur les options de gestion des déchets municipaux pour la ville de Hamilton. Il a signé avec Hans Tammemagi Unlocking the Atom:the Canadian Guide to Nuclear Technolgy, publié en 2002, une vulgarisation des technologies nucléaires.

M. Jackson a obtenu son doctorat en génie physique de l’Université de Toronto en 1968. Il s’est joint à Énergie atomique du Canada limitée comme chercheur aux Laboratoires de Chalk River, menant des recherches sur les phénomènes d’interaction entre les particules solides, notamment l’interaction plasma-paroi. Il a occupé plusieurs postes de chercheur universitaire et invité, notamment celui de chercheur invité à l’Institut Max Planck, en Allemagne. En 1982, il a dirigé le lancement du programme sur la régénération par fusion aux Laboratoires de Chalk River pour le projet canadien sur la technologie des combustibles thermonucléaires (PCTCT) et a été nommé directeur du volet Fusion, en 1985.

De 1987 à 1997, il a dirigé le programme national de fusion canadien et était le responsable du gouvernement fédéral chargé du PCTCT et au Centre canadien de fusion magnétique de Varennes, au Québec. Il a représenté le Canada sur plusieurs comités supérieurs internationaux, dont le Conseil international de recherche sur la fusion, de l’Agence internationale de l’énergie atomique, qu’il a présidé de 1993 à 1998. Sous l’égide de Ressources naturelles Canada, il continue de représenter le Canada sur le Comité de coordination sur la fusion nucléaire de l’Agence internationale de l’énergie. Il a participé au Programme de recherche et de développement énergétiques du gouvernement fédéral de 1985 à 1997.

Il a été président de la Société nucléaire canadienne, directeur de l’Association nucléaire canadienne et membre du Partenariat en faveur des sciences et de la technologie. Il agit à titre d’expert-conseil dans les domaines du nucléaire et de l’énergie par l’entremise de sa société David P. Jackson and Associates Limited et, en 1999, il a élaboré, coordonné et rédigé une proposition, qui a été acceptée par la Fondation canadienne pour l’innovation, pour l’établissement de l’Institute for Applied Radiation Sciences, associé au réacteur nucléaire McMaster.

Phil Richardson & Marion Hill, Enviros Consulting Ltd, UK

Les méthodes de gestion à long terme du combustible nucléaire usé et d'autres déchets fortement radioactifs à vie longue sont à l'étude dans plusieurs pays depuis quarante ans. Ce document présente un résumé des évaluations récentes publiées sur les solutions possibles pour la gestion du combustible usé et, en se fondant sur ces évaluations, propose de les classer en trois catégories présentant un intérêt différent pour la poursuite de la R-D. Seize méthodes de gestion du combustible sont étudiées dans le document. Pour chacune des méthodes, il y a une brève description et un résumé des évaluations publiées. Ces résumés utilisent des critères environnementaux, techniques, économiques, sociaux et éthiques tirés d'autres examens de ces méthodes.

• 6-5 Range of Potential Management Options for Used Nuclear Fuel (en anglais)
• 6-5 Résumé

Biographies des auteurs

Marion Hill

Mme Hill possède un diplôme de maîtrise en sciences naturelles (physique) de l’Université de Cambridge et un diplôme de maîtrise en physique médicale de l’Université d’Aberdeen. Elle a 27 années d’expérience dans la définition de normes et l’évaluation relativement à l’impact radiologique de l’industrie nucléaire sur le public et l’environnement. Ses travaux ont porté plus particulièrement sur les politiques, les stratégies et les normes s’appliquant à la gestion des déchets radioactifs et des terres contaminées par la radioactivité.

Au cours de sa carrière, elle a travaillé pour la National Radiological Protection Board (États-Unis), Electrowatt, WS Atkins and Enviros, et comme experte-conseil. Mme Hill est actuellement associée chez Enviros Consulting.

Phil Richardson

M. Richardson possède un baccalauréat en géologie de l’Université de Hull. Il est géologue agréé (Europe) et membre de la Geological Society. M. Richardson a plus de 27 années d’expérience, dont 13 années dans l’industrie du charbon. En 1988, il s’est installé à son compte comme expert-conseil et a acquis une connaissance approfondie des programmes nationaux de gestion des déchets radioactifs et une réputation à titre d’évaluateur indépendant dans le domaine de l’enfouissement en couches géologiques profondes. En 1999, il a accepté un poste d’expert-conseil supérieur chez Enviros Quantisci et occupe actuellement le poste de directeur technique chez Enviros Consulting.

M. Richardson a conseillé des gouvernements locaux et nationaux, ainsi que des agences nationales au Royaume-Uni, aux États-Unis, en Suède, au Japon et en Allemagne sur les problèmes généraux touchant l’évacuation des déchets radioactifs, et il exploite actuellement un site Web qui offre à ses abonnés des renseignements sur 18 programmes nationaux de gestion des déchets radioactifs et de décontamination de sites nucléaires.

Au sein de Enviros, M. Richardson participe à un large éventail de projets ayant pour objet l’engagement du public et des parties prenantes et leur participation aux processus de sélection de sites pour des installations à risques, ainsi que d’autres problèmes techniques reliés aux aspects géoscientifiques de la gestion des déchets radioactifs.

Wardrop Engineering Inc, ON CAN

Des matières radioactives sont transportées autour du monde depuis 40 ans. Pendant tout ce temps, il n'y a pas eu d'accident nucléaire résultant en un rejet de quantités importantes de substances radioactives. Aux États-Unis, près de 3000 expéditions de combustible usé commercial ont été effectuées sur 2,5 millions de km au cours des 30 dernières années. Environ 4300 expéditions (principalement par voie ferrée) sont prévues sur une période de 24 ans à partir de 2010.

Le Royaume-Uni et la France ensemble effectuent une moyenne de 650 expéditions de combustible usé par année, à travers des territoires bien plus peuplés que le Canada. Le combustible usé et les déchets fortement radioactifs issus du retraitement ont été transportés par voie maritime entre l'Europe et le Japon. Les bateaux ont parcouru plus de 4,5 millions de kilomètres en transportant du combustible usé sans qu'il en résulte un incident résultant en une contamination par substances radioactives chez une personne ou dans l'environnement.

Jusqu'à présent, le combustible usé au Canada n'a pas été transporté hors des sites des réacteurs (excepté pour des fins de recherches), bien que cela pourrait se faire à l'avenir. Pour pouvoir transporter des matières nucléaires au Canada, il faut un permis de la CCSN. Les exigences du permis visent à assurer que les risques pour les travailleurs, la population et l'environnement sont les plus faibles qu'il est raisonnable d'atteindre. La CCSN oeuvre de concert avec Transport Canada pour assurer le transport sécuritaire des matières radioactives au Canada.

Les avantages du transport routier sont la souplesse, les infrastructures existantes et les courtes durées de rotation. Le désavantage le plus important est la limite sur la charge utile. La conception du château de transport est la principale caractéristique de sûreté dans le transport du combustible usé. Le transport par rail est pratique dans le cas de charges supérieures à 40 tonnes et, par conséquent, des livraisons considérables sont possibles.

Un des avantages du transport par bateau réside dans le fait que tous les sites de réacteurs se trouvent près d'une voie navigable. Un autre avantage est relié à la technologie qui existe déjà et aux précédents. La plus grande partie du transport par bateau au Canada serait limitée aux voies d'eau continentales.

En général, le transport du combustible usé est un sujet controversé. La Commission Seaborn a conclu que les Canadiens étaient méfiants envers la technologie nucléaire en général, y compris le transport. C'est probablement au Royaume-Uni que le transport du combustible usé est le plus accepté, des expéditions régulières de combustible usé passant par Londres.

Ressources:

• 6-6 Situation concernant les systèmes de transport de déchets radioactifs de haute activité (DRHA) (en anglais)
• 6-6 Résumé

Kinectrics, ON CAN

Ce rapport donne une description factuelle de l'état actuel des conteneurs pour le stockage, l'évacuation et le transport pour la gestion à long terme du combustible usé. À l'heure actuelle au Canada, le combustible usé est entreposé dans des piscines remplies d'eau et, de plus en plus, dans des systèmes de stockage à sec. Le stockage à sec constitue l'option préférée pour un entreposage prolongé à cause des exigences d'entretien et de surveillance qui sont moindres et de son coût global, qui est plus faible.

Les exigences pour les conteneurs pour le stockage à sec, l'évacuation et le transport ont été examinées. On a revu les conteneurs canadiens, qui sont conçus spécifiquement pour le combustible CANDU, et aussi les conteneurs conçus pour d'autres types de combustible. Les conteneurs pour le stockage et le transport du combustible usé canadien doivent être adaptés aux différentes méthodes actuelles d'entreposage aux différents sites des réacteurs. La conception des conteneurs pour l'évacuation peut être assez indépendante de ces considérations, parce que le combustible transporté sera ré-emballé au site d'évacuation.

Les technologies actuelles pour le stockage à sec, qui prévoient typiquement une vie utile de 50 ans, peuvent être adaptées pour le stockage prolongé du combustible usé. Bien qu'il soit possible de prolonger la vie des systèmes de stockage, le combustible devrait être néanmoins récupéré et ré-emballé dans un nouveau système de stockage si l'on envisageait une période de stockage prolongée.

Trois types principaux de systèmes de stockage à sec sont présentement utilisés: 1) des alvéoles en béton, qui sont de grands bâtiments aérés et pouvant contenir 600 - 2000 Mg de combustible, 2) des conteneurs en béton dans des silos, qui peuvent contenir 5 - 15 Mg de combustible et 3) des conteneurs en métal, qui peuvent contenir 10 - 17 Mg de combustible. Pour le stockage à sec du combustible usé au Canada, des alvéoles en béton sont utilisées à Gentilly-2, des silos à Point Lepreau et des conteneurs de stockage à sec (CSS) aux sites d'Ontario Power Generation (OPG).

L'évacuation géologique dans de la roche granitique stable du Bouclier canadien, à une profondeur de 500 - 1000 m, est généralement considérée comme une solution acceptable pour l'isolement permanent du combustible usé. Le conteneur canadien de référence pour le combustible usé a une vie prévue de 100 000 ans et une capacité de 324 grappes de combustible usé. La construction consiste en une barrière externe en cuivre contre la corrosion et une enveloppe interne en acier support de la charge. Le conteneur sera entouré d'un mélange bentonite et de sable pour être ensuite placé dans des chambres ou des puits de stockage. La conception canadienne est semblable sous plusieurs aspects à celle de la Suède et de la Finlande.

Deux conceptions existent pour le transport du combustible usé au Canada, soit les CSS et les conteneurs pour le transport de combustible irradié (CTCI). Le CTCI, comme le CSS, est de forme rectangulaire; cependant, il est en acier inoxydable. Il peut contenir la moitié de la charge du CSS. Alors que le CSS a un couvercle soudé, est conçu pour n'être utilisé qu'une seule fois et a une durée de vie prévue de 50 ans, le CTCI a une fermeture boulonnée, est conçu pour un usage répété et a une durée de vie prévue de 20 ans. Contrairement au CTCI, les conteneurs de transport pour le combustible enrichi des LWR possèdent une structure cylindrique à coques multiples (du plomb est intercalé entre des coques en acier internes et externes) qui comprend du blindage contre les neutrons.

Ressources:

• 6-7 Situation concernant les conteneurs d’entreposage, d’évacuation et de transport du combustible nucléaire irradié (en anglais)
• 6-7 Résumé
• Kinectrics Inc. Corporate Profile (en anglais)

Un processus est engagé au Canada en vue de traiter toute une gamme de questions techniques et pratiques concernant la gestion à long terme du combustible nucléaire irradié. Le combustible irradié pourrait devoir être transporté de l'emplacement des réacteurs à une installation de stockage ou d'évacuation centralisée au Canada. En plus du transport par route ou par voie ferrée, il est possible que l'on utilise le transport par bateau si le Canada décide de faire retraiter le combustible outremer, de transporter le combustible d'un bout à l'autre du pays ou de l'expédier par voies maritimes internes.

L'expérience à l'étranger au cours des 40 dernières années montre qu'il est possible de transporter le combustible irradié de façon sécuritaire. L'expédition de combustible irradié est effectuée dans le contexte d'une réglementation très stricte et d'une planification rigoureuse. Il y a un certain nombre de documents techniques poussés qui justifient la conclusion que le transport de combustible irradié est une activité à faible risque.

Ressources:

• 6-8 Examen des enjeux fondamentaux et des principales considérations liés au transport du combustible nucléaire irradié (en anglais)
• 6-8 Résumé

Biographie de l’auteur

Gavin Carter, Butterfield Carter and Associates, LLC

Gavin Carter est un associé fondateur chez Butterfield Carter and Associates, une firme d’experts-conseils établie à Washington qui fournit des services de relations publiques, de relations gouvernementales et de mise en marché. Butterfield Carter and Associates a collaboré avec diverses organisations nucléaires aux États-Unis et en Europe, notamment British Nuclear Fuels (BNFL), Areva/ Framatome et le Nuclear Energy Institute.

Au cours des dix dernières années, M. Carter a contribué étroitement aux volets communication et réglementation du transport du combustible irradié, des déchets vitrifiés de haute activité et des combustibles à mélanges d'oxydes mixtes, en Europe et entre l’Europe et le Japon. Dans le cadre de son association avec BNFL, M. Carter a conçu l’idée de fonder le World Nuclear Transport Institute (WNTI) et a aidé à le mettre sur pied en 1998.

M. Carter est diplômé en sciences économiques et en science politique de l’Université de Leeds en Angleterre. Il a cosigné The Return of Vitrified Residues to Japan: A Joint Experience, pour la conférence Packaging and Transport of Radioactive Materials (PATRAM) qui a eu lieu à Paris (1997), et est l’auteur de Managing the PR Aspects of International Nuclear Shipments, qui a été présenté à la conférence internationale PIME (1997) de la European Nuclear Society.

La Loi sur les déchets de combustible nucléaire exige que l'étude de la SGDN comprenne l'évaluation de trois méthodes techniques spécifiques :

• L'évacuation dans des couches géologiques profondes du Bouclier canadien, basée sur le concept décrit par EACL dans son Étude d'impact sur l'environnement concernant le concept de stockage permanent des déchets de combustible nucléaire du Canada, prenant en considération les observations faites par la Commission d'évaluation environnementale du concept de gestion et de stockage des déchets de combustible nucléaire dans son rapport publié en février 1998;

• Le stockage à l'emplacement des réacteurs; et

• Le stockage centralisé, soit en surface ou souterrain.

En prévision des responsabilités qui leur seraient assignées en vertu de la Loi et avant même l'établissement de la SGDN, les propriétaires conjoints de déchets nucléaires (Ontario Power Generation, Hydro-Québec, Énergie NB et EACL) ont retenu les services de consultants en 2001 pour développer des études techniques conceptuelles et des coûts estimatifs d'ingénierie pour les méthodes possibles. Ces études techniques conceptuelles furent présentées à la SGDN en décembre 2003. Les principales sources d'information utilisées pour le développement des études techniques conceptuelles sont :

• Propriétaires conjoints de déchets nucléaires – description des opérations courantes;

• CTECH (un projet conjoint de CANATOM et de AEA Technologies) – description des aspects reliés à la sélection d'un site, à la construction, à l'exploitation, à la surveillance, à la fermeture et au déclassement; et

• Cogema Logistics – description de l'extraction du site d'entreposage et du transport du combustible nucléaire irradié.

Les hypothèses générales pour l'ingénierie et le processus d'estimation des coûts utilisés pour développer les études techniques conceptuelles ont fait l'objet d'un examen et d'une validation par une firme indépendante, ADH Technologies Inc.

Les études conceptuelles sont affichées sur ce site pour en permettre l'examen. Il s'agit de dossiers très volumineux qui seront mis à la disposition sous forme de CD-ROM sur demande.

Des résumés exhaustifs des coûts estimatifs sont aussi affichés à des fins d'examen. Les estimations de coûts détaillées sont des dossiers beaucoup plus volumineux, qui seront mis à la disposition sous forme de CD-ROM sur demande.

En plus des études conceptuelles et des résumés de coûts estimatifs, un document de synthèse qui décrit les travaux, ainsi qu'une présentation Power Point qui en fait la description, sont disponibles ci-dessous.

Ressources:

• Résumé des études conceptuelles des propriétaires conjoints de déchets nucléaires

Used nuclear fuel is currently stored at seven sites in Canada, in both wet and dry storage facilities. Atomic Energy of Canada Limited (AECL) and Ontario Power Generation (OPG) began to investigate various options for dry storage in the 1970s. AECL has more than 25 years of experience with dry storage systems. Recent licensing of used nuclear fuel dry storage facilities at various reactor sites in Canada indicate general regulatory acceptance for the increasing use of dry storage at reactor sites as an interim method for managing used nuclear fuel.

Extended storage can be defined as permanent or indefinite storage with the necessary ongoing maintenance and facility refurbishment. The current design life of dry storage containers is 50 years; however, the expected life of dry storage containers is thought to be 100 years or more. In the event that centralized facilities for the management of used fuel are not available on a timely basis, extended storage could be used indefinitely.

Implementation of a reactor site extended storage (RES) alternative would involve the location of an extended dry storage facility at each reactor site. There are both surface and below-surface designs involving the use of casks, vaults and silos. Reactor site extended storage facilities would be designed to allow safe retrieval of used nuclear fuel from the storage complex at any point during the service life of the facility. After fuel receipt, all subsequent fuel movements would be under cover, minimizing effects of adverse weather and maximizing fuel container life. For all reactor site options, additional capacity would be provided by the construction of storage facilities on a rolling program (i.e., an ongoing, cyclical program of regular replacement and refurbishment activities).

Storage in Casks - A cask is a mobile, durable container for enclosing and handling nuclear fuel waste for storage or transport. The cask wall shields radiation and heat is transferred by conduction through the wall. In the context of reactor site extended storage, a cask is equivalent to the dry storage container (DSC) used by OPG, as well as a variation of this design similar to the DSC for storing fuel in baskets.

Storage in Vaults - The vault concept would involve the storage of fuel baskets confined in concrete vaults. The vaults would be constructed in the open on a concrete foundation slab. Fuel baskets would be transferred to the storage facility in a basket transfer flask. The basket transfer flask would deliver the basket to the dedicated vault on a powered transporter. Additional capacity would be provided by the construction of storage vaults on a rolling program. Cooling and ventilation to regulate the basket temperature inside the vault would be achieved by natural ventilation.

Storage in Silos - The storage of used nuclear fuel inside sealed steel baskets, with the baskets housed within a concrete silo (canister) is a dry fuel storage system used in Canada and other countries for used fuel dry storage. The silos are situated outdoors and are passively cooled. The concrete silos are a cylindrical reinforced concrete shell with an internal liner of epoxy coated carbon steel. The liner has an internal diameter of 84.5 cm. The external diameter of the silo is 2.59 m and the height is 6.2 m. A shield plug is inserted into the silo liner after completion of the loading operations (nine baskets). Provision is made for IAEA safeguard seals to go over the shield plug such that the plug cannot be removed without breaking the seals.

Resources:

• Reactor-site Extended Storage: Facility Alternative Illustrations
• Alternatives for the Pickering, Bruce and Darlington Reactor Sites: Main Report
• Alternatives for the Pickering, Bruce and Darlington Reactor Sites: Supporting Figures
• Alternatives for the Pickering, Bruce and Darlington Reactor Sites: Supporting Tables
• Alternatives for Atomic Energy of Canada Limited's Chalk River and Whiteshell Laboratory Sites: Main Report
• Alternatives for Atomic Energy of Canada Limited's Chalk River and Whiteshell Laboratory Sites: Supporting Figures
• Alternatives for Hydro-Québec's Gentilly Reactor Site: Main Report
Alternatives for Hydro-Québec's Gentilly Reactor Site: Supporting Figures
• Alternatives for New Brunswick Power's Point Lepreau Site: Main Report
• Alternatives for New Brunswick Power's Point Lepreau Site: Supporting Figures

Centralized storage systems are storage facilities and associated systems to store used nuclear fuel in a central location. Producers of used fuel may build such facilities to provide effective management when they have many reactors producing used fuel. These can be developed within a regional or a national context by the implementing organizations responsible for the management of used fuel.

Centralized storage systems were initially developed as interim storage for periods of up to 50 years. These systems are already operational in twelve countries and used over a wide range of circumstances from providing common temporary storage for used fuel from a few reactors, to providing a fully centralized management system for used fuel at the national level. With increasing used fuel inventories, some countries are viewing centralized extended storage as a longer term management alternative which could encompass time periods of 50 to 300 years. As a result, more research and development is being undertaken on the durability of used fuel storage structures and the effectiveness of designs to ensure containment of radioactivity over extended timeframes.

As previously noted, following its removal from the nuclear reactor, used nuclear fuel is highly radioactive and is stored for about a decade in water pool storage facilities at the reactors. Following this period, it is easier to handle and transport the used fuel and store it away from the reactor sites. Centralized storage becomes attractive as a storage option at this stage. This could be done either in wet storage (i.e. in water-filled pools) or in dry storage facilities. The latter have advantages including modularity and less ongoing maintenance. Although several centralized water pools have been built, dry storage seems to be the preferred option. The concept that has been developed and that has been considered in this assessment includes variations of dry storage, both above- and below-ground.

Technologies for centralized dry storage of used fuel include metal casks, concrete casks, silos and vaults. Four alternatives for the Centralized Extended Storage Facility (CES) concept were selected by the Joint Waste Owners as representative of a range of possible centralized extended storage designs. The selected alternatives are:

• Casks and Vaults in Storage Buildings (CVSB)
• Surface Modular Vault (SMV)
• Casks and Vaults in Shallow Trenches (CVST)
• Casks in Rock Caverns (CRC).

Site conditions should not be a major constraint in the implementation of these alternatives. Of the alternatives considered, two would comprise surface facilities, in which fuel is stored in a series of storage buildings built above grade. The remaining two alternatives would be below-ground facilities, one near-surface and mounded over and one at about 50m below ground surface in bedrock. The near-surface alternative, the Casks and Vaults in Shallow Trenches (CVST) would be passively ventilated, with the deeper alternative, Casks in Rock Caverns (CRC), ventilated using a forced system. Three of the alternatives (CVSB, CVST, CRC) would minimize repackaging of fuel upon receipt at the CES facility, which would allow higher fuel throughput and minimize cost.

Centralized storage could be built at nuclear plant sites, adjacent to a geological repository or at a fully independent site. For the assessment, it is assumed that the CES facility would be located on a greenfield site. The CES facility would not rely on the services or provisions to other nuclear facilities, and would be considered as a standalone facility. It is assumed the facility would be constructed in the province of Ontario at a location with low earthquake risk and that the site would be relatively flat, be free draining, have stable soil structures, and have competent rock structures. Irrespective of the alternative under consideration, a CES facility would comprise a Processing Building and a Storage Complex. Each of the CES alternatives would provide sufficient storage for the full fuel bundle inventory. Each site layout would provide sufficient space to allow for the construction of used fuel storage and repackaging facilities. For all of the alternatives, additional capacity would be provided by the construction of storage facilities on a rolling program.

Ressources:

• Centralized Extended Storage: Main Report
• Centralized Extended Storage: Supporting Figures 1
• Centralized Extended Storage: Supporting Figures 2
• Centralized Extended Storage: Supporting Figures 3
• Centralized Extended Storage: Supporting Figures 4
• Centralized Extended Storage: Supporting Figures 5: General
• Centralized Extended Storage: Illustration
• Centralized Extended Storage: Appendix A
• Centralized Extended Storage: Decontamination Cells
• Centralized Extended Storage: Repackaging

A deep geological repository is an engineered facility located within a naturally-occurring geological formation. Such facilities are widely, but not universally, regarded as having characteristics suitable for providing safe and secure the storage and/or disposal of used nuclear fuel well into the future. While uncertainties exist about the very long-term performance of repositories, many countries support the concept of deep geological disposal including, among others, Sweden, Italy, Spain, Japan, China and the United States.

The design concept used in the assessment has been developed over a significant period of time and with considerable effort. A deep geologic repository for used CANDU fuel was developed by Atomic Energy of Canada Limited (AECL) during the period 1978-1996, under the Canadian Nuclear Fuel Waste Management Program. The results of that review are documented in the final report of the Environmental Assessment Panel, published in March of 1998. The Panel report summarized the concept review and recommended changes to address comments from a broad range of stakeholders, including the public. Since 1996, Ontario Hydro, and subsequently OPG and the other members of the Joint Waste Owners, have continued the development of the original AECL repository concept. Using the design parameters and specifications established through this work, together with information from existing repository design experience in Canada and internationally, a preliminary DGR design was produced to meet the following goals:

• receive used nuclear fuel shipped from interim storage and/or from extended storage facilities;
• encapsulate the used nuclear fuel in long-lived used fuel containers (UFCs) and place them in the DGR; and
• retrieve the used fuel containers from the repository during the pre-closure phase, if required.

The modified DGR concept developed by the Joint Waste Owners is a further development of the in-room emplacement configuration. The design would involve the encapsulation of the used nuclear fuel in copper/steel double-shell containers with a capacity of 324 bundles, and emplacement of these containers inside emplacement rooms, in a horizontal position. The containers would be arranged in two rows parallel to the longitudinal axis of the emplacement rooms and would be surrounded and supported by an assembly of pre-compacted blocks of buffer and dense backfill material. A system of monitoring the performance of the engineered barriers during the pre-closure phase would also be incorporated.

It is assumed that the repository would be located in the Canadian Shield at a depth of 1000 meters. In developing the concept, different excavation techniques (including the drill and blast method and the use of tunnel boring machines) were assessed based on cost, design flexibility, proven capability and the effect on long term performance with respect to blast damage. The repository would be self-contained, except for the supply of materials, used fuel containers and their components. The facility design is based on the receipt, packaging and placement of CANDU used-fuel bundles at a rate of 120,000 per annum. The design assumes that these used-fuel bundles have been discharged from reactors and stored for 30 years prior to receipt at the DGR facility.

Overall, the conceptual design developed by the Joint Waste Owners provides sufficient detail to confirm the engineering feasibility of a DGR and to allow the preparation of a conceptual cost estimate for its implementation, including its siting, construction, operation, decommissioning, closure and post-closure management. The concept is sufficiently well-developed to be considered in this assessment. Until the repository is operational, interim measures would be needed to effectively manage the used nuclear fuel and to ensure safety and security.

Resources:

• Deep Geologic Repository: Main Report
• Deep Geologic Repository: Figures
• Deep Geologic Repository: Illustration
• Deep Geologic Repository: Appendix A
• Deep Geologic Repository: Annex 1
• Deep Geologic Repository: Annex 2
• Deep Geologic Repository: Annex 3
• Deep Geologic Repository: Annex 4
• Deep Geologic Repository: Annex 5
• Deep Geologic Repository: Annex 6
• Deep Geologic Repository: Annex 7

Resources:

• Conceptual Designs for Transportation of Used Nuclear Fuel to a Centralized Facility: Main Report
• Appendix A: Figures
• Appendix B: Basis and Interfaces
• Appendix C: Road Transport Feasibility of IFTC/BM and DSCTP
• Appendix D: Conceptual design and description for all the UFTS components "All Road"
• Appendix E: Conceptual design and description for all the UFTS components "Mostly Rail"
• Appendix F: Conceptual design and description for all the UFTS components "Mostly Water"
• Appendix G: The COGEMA LOGISTICS Railroad Terminal at Valognes
• Appendix H: The Real Time Tracking System
• Logistics of Transportation of Used Fuel to a Centralized Facility: Report of Study
• Logistics of Transportation of Used Fuel to a Centralized Facility: Appendix A
• Logistics of Transportation of Used Fuel to a Centralized Facility: Sample Shipping Schedule
• Road and Rail Transportation: Illustrations
• Container Illustrations
• Dry and Wet Loading of Transportation Modules
• Intermodal Transfer

These documents provide summary overviews and cost estimates for each of the three conceptual designs for long-term used nuclear fuel management and for transportation.

Resources:

• Cost Summary: Reactor-site Extended Storage
• Cost Summary: Centralized Extended Storage
• Cost Summary: Deep Geological Repository
• Cost Estimate: Deep Geological Repository
• Cost Estimate: Centralized Extended Storage
• Cost Estimate: Reactor Site Extended Storage (OPG)
• Cost Estimate: Reactor Site Extended Storage (AECL)
• Cost Estimate: Reactor Site Extended Storage (Hydro-Quebec)
• Cost Estimate: Reactor Site Extended Storage (NB Power)
• Cost Estimate: Transportation
• Erratum - Cost Estimate: Transportation

The Joint Waste Owners (Ontario Power Generation, Hydro Quebec, New Brunswick Power and AECL) have submitted to NWMO a proposal for financing the management of nuclear fuel waste, in response to the requirements laid out in the Nuclear Fuel Waste Act.

Resources:

• JWO: Financing The Management of Nuclear Fuel Waste in Support of the Nuclear Fuel Waste Act

The Joint Waste Owners (Ontario Power Generation, Hydro Quebec, New Brunswick Power and AECL) have submitted to NWMO a proposal for financing the management of nuclear fuel waste, in response to the requirements laid out in the Nuclear Fuel Waste Act.

Resources:

• Financing the Management of Nuclear Fuel Waste in Support of the Nuclear Fuel Waste Act - July 2005

Les hypothèses globales d'ingénierie utilisées dans la préparation des études conceptuelles pour la gestion du combustible nucléaire irradié ont été examinées et validées pour le compte de la SGDN par une firme indépendante, ADH Technologies Inc.

Ressources:

• 6-10 Review of Conceptual Engineering Designs (en anglais)
• 6-10 Résumé

Biographies des auteurs

ADH Technologies Inc.

M. A. D. Hink, P. Eng. et President, ADH Technologies Inc. – Chef d’équipe

M. Hink est ingénieur et possède plusieurs années d’expérience dans la gestion de projets nucléaires. Ses spécialités sont l’ingénierie et la gestion des projets nucléaires. Il a une grande renommée pour la mise en œuvre de projets nucléaires d’envergure, depuis la mise en marché initiale et la préparation des propositions, jusqu’à la présentation aux clients et à l’achèvement du projet. Il a assumé ces responsabilités pour plusieurs installations nucléaires par le passé. Ces projets ont été menés à bonne fin. Il a contribué à la planification stratégique à titre de cadre supérieur d’EACL et a été responsable à EACL de la supervision des programmes de gestion des déchets.

M. Pierre Galiungi, P.Eng.

M. Galiungi est ingénieur. Il est membre de la prestigieuse Institution of Civil Engineers, (FICE), et de l’Institution of Engineers of Australia (FIE), et a acquis le titre d’ingénieur européen. Il a plusieurs années d’expérience de première main à titre de gérant de la construction et de gestionnaire de projet, et a une solide compréhension de la manière dont les projets doivent être développés et menés à terme. Il a puisé son expérience sur les cinq continents en collaborant à des projets d’installations nucléaires, de production d’hydroélectricité, d’industrie lourde et commerciaux, et a travaillé dans des régions éloignées de l’Arctique canadien. M. Galiungi a des compétences particulières dans le domaine de la gestion et du contrôle des coûts. Ces compétences, associées à son expérience, conviennent particulièrement à l’examen de projets, dans une perspective d’évaluation de l’achèvement et de la prise en compte des éléments de risque et de l’application des normes pertinentes.

M. Robert D. Gadsby, MSc (physique nucléaire)

M. Robert Gadsby a plus de 30 années d’expérience dans l’industrie nucléaire canadienne et a occupé une grande variété de postes de cadre supérieur auprès d’Énergie atomique du Canada limitée (EACL).

Plus récemment, M. Gadsby a été directeur général, Gestion des déchets et déclassement – et était responsable du développement des affaires canadiennes et internationales d’EACL en matière de gestion des déchets (notamment des programmes de coopération d’EACL avec l’AIEA et des organisations internationales de gestion des déchets).

M. Gadsby possède une expérience considérable en analyse des besoins des clients, en évaluation des options techniques et en supervision de l’administration de projets de gestion des déchets nucléaires. De plus, il a une expertise des solutions de gestion du cycle du combustible irradié et a une bonne connaissance de toute la gamme des types de combustible nucléaire (manutention, entreposage, transport, sécurité, gestion des déchets et stockage) qui pourraient être utilisés dans le programme nucléaire canadien (y compris l’uranium naturel, ULE, DUPIC, MOX et même les combustibles pour réacteurs à eau pressurisée).

M. Gadsby a également servi de témoin expert aux audiences du Comité spécial de l’Ontario sur l’énergie nucléaire relativement à l’évaluation de la sûreté et à l’autorisation pour la centrale nucléaire de Douglas Point.

Le processus d'estimation des coûts utilisé dans l'élaboration des études conceptuelles pour la gestion du combustible nucléaire irradié a été examiné et validé pour le compte de la SGDN par ADH Technologies et Charles River Associates.

Ressources:

• 6-11 Validation of Cost Estimating Process for Long-Term Management of Used Nuclear Fuel (en anglais)

Ce document explore, du point de vue géoscientifique, l'aptitude de la roche sédimentaire à recevoir un dépôt en formations géologiques profondes, en se fondant sur une étude des programmes internationaux de déchets dans un milieu sédimentaire et sur une compilation de l'information géoscientifique disponible. Bien que ce rapport soit centré sur le sud de l'Ontario, les principales conclusions de l'étude peuvent s'appliquer aux roches sédimentaires dans un environnement semblable au Canada. Ce document fut d'abord préparé pour le compte d'Ontario Power Generation et est publié ici avec la permission d'Ontario Power Generation et de l'auteur.

Ressources:

• 6-12 Long-Term Used Nuclear Fuel Waste Management - Geoscientific Review of the Sedimentary Sequence in Southern Ontario (en anglais)
• 6-12 Résumé

Biographies des auteurs

Martin Mazurek

Martin Mazurek a obtenu son doctorat en pétrologie métamorphique à l’Université de Bâle, en Suisse.

Depuis, il a travaillé pour le groupe Interaction roche-eau de l’Institut des sciences géologiques de l’Université de Berne (Suisse) dans les domaines de la géochimie et de la géologie appliquée. Il a 15 ans d’expérience dans l’étude des déchets radioactifs et a collaboré à monter trois dossiers de sûreté pour la Nagra ( Société coopérative nationale suisse pour le stockage des déchets radioactifs) portant sur les roches cristallines et sédimentaires. Il a aussi travaillé à divers projets traitant des aspects géochimiques et structurels des laboratoires en formations rocheuses souterraines (Grimsel, Suisse; Äspö, Suède; Tournemire, France). Il a dirigé un projet de l’AEN (Agence pour l’énergie nucléaire, Paris) qui visait à mieux comprendre les caractéristiques, les événements et les processus (CEP) associés aux roches argileuses afin de représenter de manière pertinente ces CEP dans les évaluations de sûreté des sites géologiques proposés pour la construction de dépôts de déchets radioactifs.

Martin Mazurek est père d’un enfant de 4 ans et demeure à Bâle, en Suisse. Ses passetemps préférés sont l’alpinisme, le ski et la photographie.

La Loi sur les déchets de combustible nucléaire (LDCN) exige que l’étude de la SGDN inclue une évaluation de trois méthodes techniques distinctes. En 2001, en prévision des responsabilités qui leur incomberont en vertu de la Loi et avant l’établissement de la SGDN, le regroupement des propriétaires de déchets nucléaires (Ontario Power Generation, Hydro-Québec, énergie NB et EACL) a confié à une équipe d’experts-conseils le mandat d’élaborer des modèles conceptuels et de préparer des prévisions de coûts techniques pour chacune des options. Ces modèles conceptuels ont été présentés à la SGDN en décembre 2003 et peuvent être consultés sur le site Web de la SGDN dans la section étude/Documentation pour la SGDN/6. Méthodes techniques/6.9.

Dépôt géologique en profondeur en roche sédimentaire

Les travaux réalisés pour le regroupement des propriétaires de déchets comprenaient une version modifiée du modèle Dépôt géologique en profondeur canadien et une prévision de coûts en fonction de la disposition des conteneurs de combustible irradié à l’intérieur de longues galeries horizontales creusées dans un pluton de granite du Bouclier canadien à une profondeur de 1000 m. Cette disposition a été surnommée mise en place « en salles ».

Dans le cadre de ses travaux, la SGDN a décelé le besoin d’étudier plus en détail diverses formations géologiques qui pourraient éventuellement représenter des solutions adéquates sur le plan technique (roche non cristalline) relativement à la construction d’un dépôt géologique en profondeur (DGP) pour le combustible nucléaire irradié. Pour ce faire, la SGDN a commandé une étude détaillée visant à prévoir les modifications qui devraient être apportées au concept de DGP avec mise en place « en salles » et à en estimer les coûts dans l’éventualité où le DGP serait construit dans une formation de roche sédimentaire selon le modèle de dépôt en profondeur proposé par la Nagra. Le concept de la Nagra de mise en place horizontale en roche sédimentaire des conteneurs de combustible nucléaire irradié a été développé spécifiquement pour la construction d’un DGP en roche sédimentaire. Les résultats de cette étude sont résumés dans le rapport : Deep Geologic Repository in Sedimentary Rock, High-Level Review (Dépôt géologique en profondeur en roche sédimentaire, examen approfondi).

Entreposage de longue durée (concept des conteneurs en cavernes rocheuses – CRC) en roche sédimentaire

Les travaux du regroupement des propriétaires de déchets incluaient des études conceptuelles et prévisions de coûts reliées à quatre solutions d’entreposage de longue durée du combustible nucléaire irradié dans une installation centralisée d’entreposage de longue durée (Centralized Extended Storage – CES). Une de ces solutions consistait à disposer les conteneurs dans des cavernes rocheuses (CRC) à quelque 50 m sous terre.

Dans le cadre de ces travaux, la SGDN a décelé le besoin d’étudier plus en détail diverses formations géologiques et profondeurs qui pourraient représenter des solutions adéquates pour l’entreposage de longue durée du combustible nucléaire irradié. Pour ce faire, la SGDN a commandé une étude approfondie des modifications qui devraient être apportées au concept CRC et à en estimer les coûts, dans l’éventualité où le DGP serait construit à une plus grande profondeur dans une formation de roche sédimentaire. Le rapport Centralized Extended Storage in Sedimentary Rock – High Level Review (Entreposage de longue durée en roche sédimentaire) résume le concept et les caractéristiques d’exploitation du modèle CRC et les modifications qui devraient être apportées pour permettre l’introduction d’une installation CRC dans une formation de roche sédimentaire à 500 m de profondeur. Le document détaille également les travaux qui seraient exigés pour appliquer ces modifications et fournit une estimation du coût additionnel lié à ses travaux.

Sélection d’une formation de roche sédimentaire type en vue de réaliser des études

Le rapport Selection of a Single Representative Sedimentary Rock Formation for the Storage/Disposal of Used Nuclear Fuel (Sélection d’une formation de roche sédimentaire type unique pour le stockage du combustible nucléaire irradié) explique le choix de séquences types de roche sédimentaire et les profondeurs utilisées pour réaliser les deux études approfondies décrites plus haut.

Ressources:

• 6-13A Deep Geologic Repository in Sedimentary Rock
• 6-13B Centralized Extended Storage (CRC concept) in Sedimentary Rock
• 6-13C Selection of Sedimentary Rock Formation Type for review

David P. Jackson, Université McMaster

Ce document examine les implications économiques et radiologiques liées au retraitement, à la séparation et à la transmutation (RS&T) dans le contexte de la gestion à long terme du combustible nucléaire irradié au Canada. Il s’agit d’une suite au document d’information 6-4 qui examinait de façon élémentaire la technologie du RS&T. Ce rapport développe le concept en analysant certaines des implications liées au retraitement, à la séparation et à la transmutation du combustible nucléaire irradié au Canada et fait état des progrès récents réalisés dans ce domaine.

Ressources:

• 6-14 Implications of Reprocessing, Partitioning and Transmutation on Long-term Management of Used Nuclear Fuel in Canada (en anglais)

Société de gestion des déchets nucléaires

Ce document présente une description de la solution de la Gestion adaptative progressive qui s’inspire de l’annexe 3 de Choisir une voie pour l’avenir – Rapport d’étude préliminaire. Un examen du caractère adéquat de la roche sédimentaire de l’Ordovicien comme média géologique hôte a été ajouté à la fin de ce document.

Ressources:

• 6-15 Adaptive Phased Management: Draft Technical Description (en anglais)

Cette étude documente et résume une prévision des coûts de la solution Gestion adaptative progressive préparée par Golder Associates Limited/ Gartner Lee Limited. Une description de cette solution est fournie dans le document d’information 6-15 de la SGDN.

Ressources:

• 6-16 Adaptive Phased Management: Cost Summary (en anglais)

Biographie de l’auteur

John Davis, B.E.Sc., M.E.Sc., P. Eng., Golder Associates Ltd.

M. Davis est expert-conseil supérieur et ancien directeur de recherche chez Golder Associates Ltd. Il a plus de quarante années d’expérience pratique en services de consultation dans les domaines du génie géotechnique et environnemental, en grande partie associée aux déchets municipaux solides, aux déchets industriels dangereux et à la gestion des déchets radioactifs.

À la fin des années 1970 et au début des années 1980, M. Davis a été directeur technique d’une équipe multidisciplinaire responsable de la sélection d’un site, de la conception, de l’obtention d’un permis et de la construction des tous les parcs à résidus miniers associés à l’expansion/réactivation de cinq mines d’uranium à Elliot Lake en Ontario.

M. Davis a continué de fournir une expertise technique de haut niveau à l’équipe du projet pendant l’exploitation et le déclassement subséquent des parcs à résidus, soit jusqu’à la fin des années 1980. Au cours de cette période, il a aussi été responsable de tous les aspects géotechniques du déclassement du parc de résidus miniers de la Tennessee Valley Authority, à Edgemont, au Dakota du Sud.

Depuis le milieu des années 1980, M. Davis a travaillé comme gestionnaire supérieur et conseiller technique dans le cadre d’une série d’études multidisciplinaires sur la gestion à long terme sûre des déchets radioactifs canadiens de faible activité dits « historiques ». Les travaux incluaient des études de caractérisation de sites, des études de conception d’installations d’enfouissement et des études d’évaluation de la performance pour, initialement, Eldorado Nuclear Ltd., puis pour le Groupe de travail institué par le gouvernement fédéral pour la Gestion des déchets radioactifs de faible activité et, aujourd’hui, pour le Bureau de gestion des déchets radioactifs de faible activité d’EACL.

Tout récemment, pour le compte des centrales nucléaires de l’Ontario, M. Davis a dirigé une étude sur la faisabilité géotechnique d’une gestion à long terme sûre des déchets radioactifs de faible et moyenne activité à l’installation de gestion des déchets Western d’OPG, sur le site de la centrale nucléaire de Bruce, à Kincardine en Ontario.

Actuellement, M. Davis travaille à titre de conseiller/examinateur supérieur dans le cadre de plusieurs projets canadiens et étrangers reliés aux déchets radioactifs et à l’énergie.

A.W. Hooker Associates Ltd.

Le processus de prévision des coûts utilisé pour élaborer la solution Gestion adaptative progressive pour la gestion à long terme du combustible nucléaire irradié a été examiné et validé pour la SGDN par A. W. Hooker Associates Ltd.

Ressources:

• 6-17 Adaptive Phased Management: Validation of Cost Estimating Process for Adaptive Phased Management of the Long Term Management of Used Nuclear Fuel (en anglais)

Ressources:

• 6-18 Adaptive Phased Management: Technical Description (en anglais)