RAPPORT sur le déclassement des centrales nucléaires et d'autres installations nucléaires
2 octobre 1998
Commission de la recherche, du développement technologique et de l'énergie
Rapporteur: M. Giles Chichester
- À la suite d'une demande de la Conférence des présidents de commission, le Président du Parlement a annoncé au cours de la séance du 16 janvier 1998 que la commission de la recherche, du développement technologique et de l'énergie avait été autorisée à faire rapport sur le déclassement des centrales nucléaires et d'autres installations nucléaires et que la commission de l'environnement, de la santé publique et de la protection des consommateurs avait été saisie pour avis.
- A. PROPOSITION DE RÉSOLUTION
- B. EXPOSÉ DES MOTIFS
À la suite d'une demande de la Conférence des présidents de commission, le Président du Parlement a annoncé au cours de la séance du 16 janvier 1998 que la commission de la recherche, du développement technologique et de l'énergie avait été autorisée à faire rapport sur le déclassement des centrales nucléaires et d'autres installations nucléaires et que la commission de l'environnement, de la santé publique et de la protection des consommateurs avait été saisie pour avis.
Au cours de sa réunion du 8 octobre 1997, la commission de la recherche, du développement technologique et de l'énergie avait nommé M. Chichester rapporteur.
Au cours de ses réunions des 20 mai, 23 juin, 3 septembre, 28 et 29 septembre 1998, elle a examiné le projet de rapport.
Au cours de la dernière de ces réunions, elle a adopté la proposition de résolution à l'unanimité.
Étaient présents au moment du vote les députés Scapagnini, président; Adam, vice-président; Chichester, rapporteur; Argyros, Bloch von Blottnitz, Breyer (suppléant M. Ahern), Estevan Bolea, Ferber, Graenitz (suppléant M. Lange), Izquierdo Collado (suppléant M. McNally), Matikainen-Kallström, Mombaur, Plooij-van Gorsel, Pompidou, Tannert et van Velzen.
La commission de l'environnement, de la santé publique et de la protection des consommateurs a décidé le 21 janvier 1998 qu'elle n'émettrait pas d'avis.
Le rapport a été déposé le 2 octobre 1998.
Le délai de dépôt des amendements sera indiqué dans le projet d'ordre du jour de la période de session au cours de laquelle le rapport sera examiné.
A. PROPOSITION DE RÉSOLUTION
Résolution sur le déclassement des centrales nucléaires et d'autres installations nucléaires
Le Parlement européen,
- vu l'article 148 de son règlement,
- vu le rapport de la commission de la recherche, du développement technologique et de l'énergie (A4-0354/98),
A. considérant que dans l'Union européenne, un grand nombre d'installations nucléaires atteindront le terme de leur vie utile au cours de la prochaine décennie et qu'il sera nécessaire de les déclasser,
B. considérant que les mesures préventives de protection de la santé publique ont la priorité sur tout autre objectif,
C. considérant que dans nombre d'États membres de l'UE, le déclassement des installations nucléaires se transforme rapidement en une importante activité industrielle,
D. considérant que cette évolution a été renforcée par l'aide à la recherche dans le domaine du déclassement, assurée par les programmes communautaires de recherche et de développement technologique,
E. considérant que depuis plus de vingt ans, des stratégies de déclassement sont développées parallèlement à des techniques de démantèlement tant par l'industrie que par la Commission,
F. considérant que les efforts que la Commission n'a cessé de déployer au cours des deux dernières décennies en vue de favoriser les programmes communautaires de recherche et de développement technologique dans le domaine du déclassement nucléaire a permis d'atteindre un niveau d'expertise élevé au niveau européen,
G. considérant que le déclassement de centrales nucléaires entraînera la production de déchets (éléments de construction) moyennement et faiblement radioactifs sensiblement différents des déchets actuels (essentiellement médicaux),
H. considérant qu'en raison de la variété des paramètres de construction et des types d'installations nucléaires, des techniques de déclassement ont été développées pour chaque type d'installation et qu'il n'est donc pas aisé de les harmoniser,
I. considérant que les exploitants nucléaires publics et privés ont développé différents mécanismes de financement pour le déclassement,
J. considérant la directive relative à la libéralisation du marché intérieur de l'électricité[1] et l'obligation qui y est faite aux sociétés distributrices d'électricité d'exposer en toute transparence les coûts exposés, donc également les coûts d'un déclassement,
K. considérant qu'il n'existe aucune recommandation claire de l'UE quant à des dispositions contraignantes pour le financement du déclassement,
L. considérant que la fermeture d'installations nucléaires a nécessairement un impact socioéconomique considérable sur la population locale,
M. considérant que le peu d'informations disponibles sur le déclassement nucléaire exerce une influence négative sur l'opinion publique,
N. considérant que l'acceptation du déclassement et de l'évacuation des déchets radioactifs par l'opinion publique est un préalable au développement futur de l'énergie nucléaire,
O. considérant que les stratégies et les technologies du déclassement auront davantage de crédibilité auprès de l'opinion publique si elles sont présentées et débattues dans un esprit d'ouverture et de transparence,
P. considérant que la sûreté de l'approvisionnement en énergie est essentielle pour le développement de l'industrie, la compétitivité internationale et la protection de l'environnement,
Q. considérant que l'élargissement futur de l'UE entraînera une augmentation de la demande dans le domaine des activités de déclassement,
R. considérant que l'arrêt et le déclassement des installations nucléaires pour des raisons politiques avant la fin naturelle de leur durée de vie ne se justifie pas sur le plan économique et crée une charge financière élevée pour les citoyens et les contribuables,
1. se félicite des efforts déployés par la Commission dans le domaine de la recherche sur le déclassement d'installations nucléaires, mais estime que les exploitants de centrales nucléaires ne doivent pas pour autant se soustraire à l'obligation qui leur est faite de financer leurs propres travaux de recherche;
2. souligne que le déclassement éventuel d'installations nucléaires relève de la compétence des exploitants et des États membres;
3. invite la Commission à prendre des mesures pour maintenir le niveau élevé d'expertise de l'UE dans le domaine du déclassement nucléaire;
4. demande que soient développées des techniques de déclassement qui permettent de répondre aux exigences européennes les plus strictes en matière de protection contre les rayonnements[2];
5. invite la Commission à prendre de nouvelles mesures en vue d'assurer la diffusion et le transfert des résultats des recherches menées dans le cadre de ses programmes de recherche et de développement technologique sur le déclassement des installations nucléaires, y compris dans les pays d'Europe centrale et orientale;
6. souligne l'importance d'une aide technique à long terme aux pays d'Europe centrale et orientale dans le domaine du déclassement des installations nucléaires;
7. souligne la nécessité d'une transparence accrue et d'une coopération plus étroite de toutes les parties concernées par la recherche et le déclassement nucléaires, à savoir l'industrie, les agences gouvernementales, les organismes de recherche, etc., de manière à renforcer la communication avec les citoyens et à suivre les résultats de la recherche et du développement technologique en se basant sur l'expérience acquise grâce à des projets menés à bien avec succès dans le cadre des programmes de recherche et de développement technologique;
8. invite la Commission à contribuer à la connaissance et à la perception qu'a l'opinion publique des questions liées au déclassement d'installations nucléaires et à leurs conséquences sociales, économiques et environnementales;
9. invite l'industrie nucléaire à jouer un rôle proactif dans le contexte des actions d'éducation et d'information visant à favoriser la prise de conscience du public à l'égard du déclassement;
10. invite la Commission à étudier les principes et les techniques d'ordre financier permettant de réunir des ressources en vue du déclassement en Europe de l'Ouest, ainsi qu'à examiner de quelle manière il serait possible de les introduire en Europe centrale et orientale; dans ce contexte, les dispositions de la directive relative à la libéralisation du marché intérieur de l'électricité[3] doivent être strictement respectées;
11. invite la Commission à améliorer davantage sa communication avec le public en ce qui concerne les programmes communautaires de recherche et de développement technologique relatifs à la recherche nucléaire en général et au déclassement en particulier;
12. demande que la transparence à l'égard du public soit améliorée en facilitant sensiblement l'accès aux résultats des travaux de recherche;
13. recommande qu'une expertise scientifique, une évaluation économique fiable des coûts réels ainsi que des preuves scientifiques claires soient toujours pris en compte avant toute décision en matière d'exploitation ou d'arrêt d'installations nucléaires;
14. invite la Commission à mener une étude sur le cycle vital restant des centrales nucléaires en tenant compte de l'extension de leur cycle vital jusqu'à 50 ou 60 ans, comme cela se produit aux États-Unis, ainsi que sur les améliorations technologiques nécessaires pour continuer à utiliser à l'avenir les installations actuelles pour cette activité;
15. invite le Conseil et la Commission à encourager le déclassement des centrales nucléaires non sûres en Europe;
16. reconnaît que différents systèmes exigent différentes techniques de déclassement et qu'il existe des arguments qui plaident fortement en faveur à la fois d'un démantèlement complet direct et d'un déclassement par stades; les décisions devraient essentiellement être arrêtées sur la base de l'évaluation de l'exposition du personnel et du public aux rayonnements par le biais des méthodes disponibles;
17. estime nécessaire d'éviter le mélange de différents types de déchets radioactifs et de matériaux non contaminés;
18. demande à la Commission d'étudier la possibilité de réduire le volume des déchets à gérer comme déchets radioactifs, d'analyser la possibilité de définir les techniques pour le déclassement d'une partie de ces derniers en raison de leur faible contenu radioactif et d'évaluer les utilisations possibles d'une partie du matériel récupéré lors du déclassement de ces installations;
19. invite la Commission à examiner la possibilité de réduire les coûts du déclassement en Europe et de diminuer les quantités de déchets finaux en recyclant et revalorisant les matériaux provenant du déclassement;
20. se félicite de l'intention de la Commission de publier une communication sur le déclassement des installations nucléaires et l'invite à y préciser quelles sont les dispositions de l'acquis communautaire que les nouveaux États membres doivent observer dans le contexte de la construction, de l'exploitation et de l'éventuel déclassement d'installations nucléaires, de même que des différents stades du cycle du combustible nucléaire;
21. charge son Président de transmettre la présente résolution à la Commission et au Conseil.
B. EXPOSÉ DES MOTIFS
I. INTRODUCTION
Les centrales nucléaires produisent plus de 35% de l'électricité consommée dans l'Union européenne. Dans la mesure où elle ne produit pas de CO2, l'énergie nucléaire contribue dans une large mesure à la protection de l'environnement et du climat, ainsi qu'à la diversification de l'approvisionnement énergétique, conformément aux objectifs de l'UE en matière de développement durable. Cependant, comme tout équipement industriel, les centrales nucléaires et leurs installations du cycle du combustible finissent par arriver au terme de leur vie utile, si bien qu'il devient nécessaire de les arrêter. Dans le domaine de l'industrie nucléaire, le terme de "déclassement" correspond à l'ensemble des mesures administratives et techniques engagées pour mettre une installation hors service et, en définitive, mettre fin aux responsabilités prévues et aux contrôles réglementaires. Ces mesures incluent la réduction de la radioactivité par des moyens techniques et, en dernier ressort, l'élimination des substances radioactives résiduelles par évacuation ou décroissance naturelle. La majeure partie des matériaux déclassés n'est pas radioactive et peut faire l'objet d'un recyclage ou d'une évacuation conventionnelle. Les substances radioactives provenant d'une installation déclassée doivent généralement être traitées et éliminées en tant que déchets radioactifs. L'ensemble de ces activités risque de soumettre le personnel chargé du déclassement à une exposition à des rayonnements. En maintenant la barrière de confinement en place durant la décontamination et le démantèlement de l'équipement, le risque de rejet radioactif accidentel dans l'environnement et d'exposition de la population est très faible.
Il appartient au propriétaire de l'installation de prendre les dispositions requises pour financer le coût du déclassement. Sachant que ce dernier fait partie des coûts de production, il est supporté par le client en tant que bénéficiaire de l'électricité produite. Cette "internalisation" des coûts post-opérationnels fait naître une concurrence commerciale équitable entre les divers systèmes énergétiques.
Afin d'établir une méthodologie générale pour le processus de déclassement, l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) a défini trois stades de déclassement largement utilisés au niveau international(1). Chacun de ces trois stades peut être défini au moyen de deux paramètres:
1) l'état physique de l'installation et de son équipement;
2) la surveillance, les inspections et les essais exigés par cet état.
Les trois stades correspondent à différents niveaux d'élimination de la radioactivité et d'enlèvement des stocks présents sur le site, de même qu'au degré de surveillance correspondant. Au dernier stade, le stade 3, toute radioactivité importante a été éliminée, aucune inspection n'est plus nécessaire et le site peut être réaffecté sans restriction à une nouvelle utilisation. L'AIEA ne fixe aucun délai pour la durée des différents stades, et le "Stade 3 de l'AIEA" ne signifie pas nécessairement qu'un site donné est revenu à son état d'origine. La méthodologie de l'AIEA est largement appliquée au déclassement des réacteurs de recherche et des centrales nucléaires mises à l'arrêt dans des circonstances normales (les accidents, comme celui de Tchernobyl, exigent des mesures spéciales, souvent particulières). La plupart des pays d'Europe centrale et orientale (PECO) disposent d'installations nucléaires dont certaines vont être prochainement déclassées. Compte tenu de la perspective de l'élargissement de l'UE à l'Est, il convient donc d'associer les PECO à l'examen de la situation actuelle et des perspectives d'avenir en matière de déclassement nucléaire dans l'UE.
Au plan mondial, quelque 450 centrales nucléaires ont été construites au cours des 44 dernières années, et 380 étaient en fonctionnement en 1997. Les autres n'avaient pas été exploitées une fois achevées ou avaient été mises hors service. Toujours en 1997, mais au niveau de l'UE, 128 centrales étaient en fonctionnement et 39 étaient en cours de déclassement. Pour ce qui est des pays d'Europe centrale et orientale, la Hongrie, la Slovénie, la République tchèque, la République slovaque, la Bulgarie, la Roumanie et la Lituanie possèdent au total 21 centrales nucléaires en fonctionnement ou en voie d'achèvement, tandis que la Pologne, l'Estonie et la Lettonie n'en possèdent pas. Seule la centrale A-1 de Bohunice, en Slovaquie, est actuellement en cours de déclassement. Pour ce qui est des pays de la CEI, la Russie, l'Ukraine, l'Arménie et le Kazakhstan possèdent 60 centrales nucléaires en fonctionnement, tandis que 4 ont été définitivement arrêtées.
Outre les centrales de production d'électricité, il existe également un certain nombre d'installations nucléaires comme les usines d'extraction et de traitement de l'uranium, ainsi que des installations de fabrication du combustible et de retraitement du combustible irradié, lesquelles correspondent au cycle du combustible nucléaire. La recherche et la production d'isotopes à des fins médicales et industrielles entraînent également la construction et l'exploitation d'installations nucléaires dont un grand nombre ne tarderont pas à être déclassées. Pour finir, les États "dotés de l'arme nucléaire" entretiennent une pléthore d'installations et d'équipements de défense nucléaire qu'il conviendra tôt ou tard de démanteler. L'ensemble de ces installations répondant à des objectifs et à des conceptions différents, leur déclassement et leur démantèlement peuvent exiger des précautions et des techniques spécifiques, les principes généraux de sécurité demeurant toutefois les mêmes.
À l'heure actuelle, le stade 3 de l'AIEA en matière de déclassement, à savoir une affectation sans restriction du site, n'a été atteint que pour un certain nombre d'installations de recherche et trois centrales nucléaires. Dans l'UE, la centrale allemande de Niederaichbach a été totalement démantelée et le site libéré de tout contrôle réglementaire et déclaré site libre en 1996 (voir tableaux 1, 2 et 3).
Le présent document de travail a pour objectif d'examiner la situation actuelle du démantèlement des installations nucléaires dans l'UE et dans les PECO sous l'angle des éléments suivants:
- le nombre et la durée de vie restante des centrales nucléaires actuellement exploitées;
- l'expérience acquise et la technologie disponible;
- les risques de santé auxquels est exposé le personnel affecté aux opérations de déclassement;
- le recyclage et la gestion des matériaux déclassés;
- le coût actuel et les dispositions financières en vigueur;
- le résultat actuel des programmes de recherche européens et la nécessité de nouvelles actions de recherche et de développement technologique;
- les politiques des États membres et les efforts déployés pour introduire une stratégie communautaire.
Sur cette base, il devrait être possible de tirer des conclusions quant à la nécessité d'engager de nouvelles actions au niveau communautaire et à l'ampleur de ces dernières.
II. LES STRATÉGIES DE DÉCLASSEMENT
La planification des opérations de déclassement des centrales nucléaires dans l'UE repose en règle générale sur les stades retenus par l'AIEA ou une variante de cette approche, et suit le plus souvent les phases suivantes:
a) Avant qu'une centrale ne soit arrêtée de manière définitive et irréversible, le combustible irradié, le liquide de refroidissement, de même que tous les déchets radioactifs aisément démontables sont retirés de la centrale au cours d'une phase post-exploitation ou préparatoire qui peut durer deux à trois ans pour un réacteur à eau et cinq ans pour un réacteur graphite-gaz. Une fois cette phase menée à bien, seule une partie du stock de matières radioactives d'exploitation demeure présente sur le site. À l'issue de ces activités, la centrale demeure exploitable et pourrait redémarrer après rechargement du combustible, son autorisation demeurant valide.
b) Dans certains pays, les phases ultérieures exigent une autorisation réglementaire spécifique, tandis que dans d'autres, elles sont couvertes par l'autorisation d'exploitation d'origine. Dans un cas comme dans l'autre, les mesures prises à l'issue de la phase préparatoire devraient empêcher tout redémarrage du réacteur. Conformément aux recommandations de l'AIEA, deux grandes options s'offrent à l'exploitant: soit entamer immédiatement le démantèlement de l'ensemble de la centrale, soit établir une zone de confinement sûre (stockage de sécurité) et procéder au démantèlement à l'issue d'une période de surveillance prolongée au cours de laquelle la radioactivité résiduelle décroît en grande partie.
c) S'il est opté pour le démantèlement direct (déclassement jusqu'au stade 3 de l'AIEA), l'approche habituelle consiste à commencer par les éléments de l'installation inactifs ou faiblement radioactifs en dehors de la zone de confinement. La couche superficielle du circuit primaire de refroidissement et l'installation - vide - de combustible irradié sont décontaminés avant enlèvement. Une fois le circuit de refroidissement et l'équipement de manutention du combustible enlevés, les travaux dans un réacteur à eau se poursuivent en règle générale par le démantèlement des composants radioactifs situés à l'intérieur du caisson sous pression du réacteur, notamment la grille de support du combustible, les barres de contrôle, les sécheurs de vapeur et les viroles du coeur. Pour finir, une fois tous les éléments radioactifs enlevés, l'enceinte de confinement du réacteur est intégralement décontaminée et tous les déchets radioactifs sont retirés du site. Une fois que les autorités réglementaires et les inspecteurs nucléaires qui en dépendent ont vérifié que toute radioactivité significative été éliminée des structures encore en place, le stade 3 du déclassement a été atteint et le site peut être réutilisé sans restriction. Les plans actuels comptent 10 à 15 ans entre le déchargement complet du combustible du réacteur et la fin du déclassement.
Le déclassement direct jusqu'au stade 3 de l'AIEA permet aux exploitants de mettre un terme à leurs obligations dans des conditions économiques et réglementaires prévisibles. Il permet également la vente du site ou sa réaffectation dès la fin du stade 3. En outre, cette approche permet d'utiliser au mieux le personnel encore disponible et sa connaissance de l'installation.
La méthodologie de l'AIEA autorise également les exploitants de centrales nucléaires à reporter le démantèlement en maintenant l'installation dans l'état du stade 1. Une fois le combustible retiré, la première barrière de contamination, à savoir le circuit de refroidissement primaire et la cuve sous pression du réacteur, est alors maintenue intacte, tandis que tous les systèmes d'ouverture mécanique (vannes et couverture de la cuve) sont scellés. Les systèmes de la centrale, en particulier le système de confinement, continuent à être surveillés et entretenus.
Afin de réduire l'entretien et l'inspection, les exploitants qui souhaitent différer le démantèlement complet peuvent opter pour le stade 2 du déclassement. La cuve sous pression du réacteur devient alors la principale barrière de contamination, sachant que tous ses conduits et ouvertures d'accès sont scellés. L'ensemble de l'équipement, à l'exception des éléments indispensables pour permettre l'accès, le contrôle, l'inspection et l'entretien de la barrière de contamination peut être retiré après décontamination et les bâtiments annexes peuvent être démolis. La surveillance peut être relâchée et les inspections réduites à des contrôles intermittents.
Au nombre des principales raisons de reporter un démantèlement, nous mentionnerons surtout la diminution de la radioactivité et la réduction de l'exposition du personnel qui en résulte. L'isotope radioactif cobalt 60, qui constitue de loin la principale source d'exposition dans une centrale nucléaire, a une période radioactive de cinq ans; en d'autres termes, son activité diminue, par désintégration, pour atteindre 1% de sa radioactivité d'origine au bout d'environ 30 ans et environ 1/1000e au bout de quelque 50 ans. Dans les réacteurs à eau, le produit de fission césium 137, d'une durée de vie plus longue, devient la principale source d'exposition 50 à 60 ans après la mise à l'arrêt et un report supplémentaire n'assure plus de réduction sensible des doses. C'est pourquoi les plans de démantèlement différé de réacteurs à eau incluent généralement une période de stockage de désactivation de 30 à 60 ans. En ce qui concerne le déclassement, la CEGB (Office central de production d'électricité) du Royaume-Uni et ses successeurs ont opté pour une variante du stade 2 de l'AIEA où le démantèlement en vue d'un retour à l'état d'origine s'achève quelque 135 ans après la mise à l'arrêt définitif. Pour des raisons techniques et économiques, le stade 1 est généralement limité à environ 30 ans, tandis que le stade 2 peut être techniquement étendu à l'infini, sachant cependant que ses bénéfices économiques demeurent aléatoires au-delà de 100 ans.
L'avantage radiologique qu'offre la désintégration au cours de périodes de stockage de sécurité ne constitue pas le seul argument en faveur d'un report du démantèlement total. Les autres raisons sont les suivantes:
i) l'absence de réserves financières;
ii) l'absence de filière convenue pour l'évacuation des déchets radioactifs;
iii) la situation de l'installation mise à l'arrêt sur un site occupé par une autre centrale nucléaire encore en exploitation.
III. GESTION DES DÉCHETS
En Europe, la plupart des centrales nucléaires sont des réacteurs à eau d'une capacité de 900 à 1300 MWe. La masse totale d'une telle centrale est de l'ordre de 150 000 à 250 000 tonnes métriques. Un pourcentage d'environ 90% de cette masse, notamment les tours de refroidissement, la salle de commande et le poste d'interconnexion, est situé en dehors de la "zone nucléaire contrôlée" de la centrale et n'est donc pas radioactif. En ce qui concerne le pourcentage restant, la majeure partie des matériaux de structure, les tuyauteries et nombre de grands éléments peuvent être décontaminés et éliminés en tant que déchets inactifs ou décombres. Dans le réacteur à eau sous pression (REP) allemand de référence, la centrale Biblis-A, seulement 2% du total de 155 000 tonnes constitueront encore des déchets radioactifs, et 2% supplémentaires seront recyclés sous forme de blindage dans l'industrie nucléaire. Dans la méthodologie de l'AIEA, le combustible irradié et les déchets d'exploitation ne sont pas considérés comme des déchets de déclassement.
La majeure partie des matériaux dont l'évacuation exige un contrôle réglementaire appartiennent à la catégorie des déchets de faible activité pour lesquels il existe des sites de stockage autorisés en Finlande, en France, en Allemagne, en Suède et au Royaume-Uni. En Belgique, l'agence nationale compétente, l'ONDRAF/NIRAS, cherche à mettre en place une installation d'évacuation à faible profondeur, tandis qu'aux Pays-Bas et en Italie, les déchets de déclassement font l'objet d'un stockage provisoire. Certains déchets de déclassement provenant du retraitement du combustible irradié ou d'installations de fabrication du combustible MOX, de même qu'une petite partie des déchets des centrales nucléaires contiendront des nucléides d'éléments transuraniens et de produits de fission à longue durée de vie. Ces déchets, qui sont qualifiés de déchets de moyenne activité, devraient être stockés dans une installation d'évacuation à grande profondeur (dépôt). Les programmes européens de recherche et de développement sur la gestion et l'évacuation des déchets radioactifs ont, depuis 1975, développé des méthodes sûres et durables de traitement de la plupart des matériaux de déclassement. Des incertitudes subsistent quant à l'évacuation des déchets de moyenne activité, en particulier du graphite activé qui, du fait de la période radioactive extrêmement longue de son principal produit d'activation, le carbone 14, ne devrait pas être enfoui dans une installation d'évacuation à faible profondeur.
La levée de tout contrôle réglementaire sur les matériaux décontaminés destinés à être réutilisés, recyclés ou évacués selon des méthodes traditionnelles, est une question qui exige cependant un examen juridique et réglementaire attentif. L'AIEA, l'Agence pour l'énergie nucléaire de l'OCDE et l'Union européenne ont, au cours des deux dernières décennies, demandé l'avis de leurs experts radiologiques et fait procéder à un certain nombre d'études concernant les limites et le contrôle d'une procédure de libération dans des conditions de sécurité. Le comité de l'article 31 du traité Euratom a, en 1988, publié des critères de protection radiologique pour le recyclage de matériaux provenant du démantèlement des installations nucléaires(2) et a depuis lors publié une liste des "niveaux de libération" spécifiques aux nucléides et des procédures générales qui, dans les grandes lignes, correspondent aux résultats des recommandations de l'AIEA dans ce domaine. Le programme de recherche de l'UE a dans une large mesure contribué aux analyses de sécurité et coordonné l'application correcte des procédures d'élimination.
IV. PROTECTION CONTRE LES RAYONNEMENTS
Les travaux de déclassement concernant des substances radioactives se déroulent dans des zones strictement contrôlées. La ventilation et les effluents liquides de cette zone sont contrôlés et traités pour éviter des émissions dans l'environnement. Les déchets radioactifs ne peuvent être transportés hors du site que sous forme solide et sous emballage approprié. Le transport des grands éléments vers une installation d'évacuation exige une autorisation spécifique et des garanties complexes. C'est pourquoi le risque potentiel de pollution de l'environnement et d'exposition de la population aux rayonnements est limité à des événements tels qu'inondation à grande échelle ou accident d'avion direct. Même dans de tels cas, les conséquences seraient bénignes comparées à celles qu'aurait une centrale en exploitation pleinement alimentée en combustible dans des circonstances semblables.
L'exposition du personnel affecté au déclassement à certains rayonnements est dans la pratique inévitable. Une directive européenne récente(3) oblige cependant les autorités nationales chargées de la réglementation à suivre les dernières recommandations de la Commission internationale de protection radiologique. Les dispositions contraignent également les exploitants à optimiser la dose collective, à savoir la somme totale de (toutes) les doses des travailleurs pris individuellement pour l'ensemble de l'opération de déclassement, laquelle constitue le facteur décisif du choix d'une stratégie de déclassement. La quantité de travail manuel sur des systèmes radioactifs et dans un environnement de travail comportant une importante radioactivité de fond détermine la dose des travailleurs. Le recours à une manutention à distance et à une protection mobile comptent également au nombre des principaux paramètres de tels calculs.
V. TECHNOLOGIE
Les programmes européens de recherche et de développement dans le domaine du déclassement (4)(5)(6) ont permis d'établir la base scientifique et technologique de l'application des stratégies de déclassement. Les principaux éléments de ces programmes sont les suivants:
- l'entretien des barrières de contamination pour les stratégies de stockage sûr;
- la décontamination des systèmes, éléments et structures permettant un accès sûr aux travailleurs, la réduction des déchets et la récupération de ressources précieuses grâce à la réutilisation et au recyclage;
- des méthodes précises et fiables pour mesurer les rayonnements et évaluer les dangers qu'ils présentent;
- des techniques de démantèlement efficaces permettant de minimiser l'exposition et la contamination de l'environnement de travail;
- une manutention à distance et des méthodes d'observation de pointe pour travailler dans les zones inaccessibles;
- l'établissement de bases de données complètes en ce qui concerne l'efficacité technologique, le coût, la formation de déchets et l'exposition radiologique de toutes les techniques de déclassement; ces bases de données permettent l'optimisation des stratégies ainsi que le choix des méthodes.
Le troisième programme européen dans le domaine du déclassement (1988-1993)(7) identifiait également quatre projets-pilotes européens de démantèlement permettant de tester et de démontrer des techniques et concepts de développement récent.
Le principal résultat de ces programmes de recherche et de développement est que le déclassement de la plupart des installations nucléaires mises à l'arrêt dans des conditions normales peut être mené à bien sur la base de la technologie actuellement disponible sans accroissement sensible du coût de l'électricité, sans dépassement des doses limites individuelles ou d'une exposition collective raisonnable des travailleurs, et ce dans un délai de 15 ans après la mise à l'arrêt de l'installation.
VI. ASPECTS FINANCIERS
Les exploitants et les organes réglementaires ont, en fonction des centrales et des conditions spécifiques de chaque pays, procédé à une estimation du coût d'un déclassement complet des centrales nucléaires, de manière à répondre à toutes les conditions permettant une utilisation sans restriction. Une étude comparative effectuée par l'Agence pour l'énergie nucléaire de l'OCDE(7) n'a pas permis d'établir une corrélation universelle entre les principaux facteurs de coût et le coût d'ensemble, mais a identifié un certain nombre d'éléments communs et constants. En règle générale, le coût global du déclassement d'une centrale nucléaire représenterait de 12 à 15% du coût actuel de construction de cette même centrale.
Les fonds nécessaires au déclassement d'installations commerciales doivent être réunis par l'exploitant, lequel peut à son tour les rassembler pendant la durée d'exploitation de la centrale au moyen d'une surtaxe ou d'un prélèvement sur le prix de l'électricité. Le coût du déclassement des installations de recherche et de défense est par contre assumé par les contribuables par l'intermédiaire des budgets publics. Sachant que le déclassement progressif peut exiger des paiements sur de longues périodes de temps, allant de 15 à 135 ans, le montant des ressources réunies à l'époque de la mise à l'arrêt définitive peut être actualisé, quoique sur la base d'un taux peu élevé pour tenir compte du coût annuel du stockage sûr. De tels plans de financement doivent cependant tabler sur de nombreuses décennies de stabilité économique ainsi qu'une saine gestion à long terme des fonds d'investissement.
Le niveau du contrôle réglementaire de la collecte et de la gestion des fonds de déclassement varie considérablement d'un État membre à l'autre. Dans certains pays, la gestion des réserves constituées en vue du déclassement demeure intégralement aux mains de l'exploitant de la centrale, tandis que dans d'autres, les fonds doivent être placées sous le contrôle d'une agence gouvernementale. Les réserves constituées en vue du déclassement sont taxées dans certains pays, mais non dans d'autres. Cela peut expliquer les surévaluations et les sous-estimations auxquelles peuvent aboutir les installations.
VII. DÉVELOPPEMENTS FUTURS
Au cours des prochaines décennies, le déclassement des installations nucléaires et la remise en état des zones contaminées devraient constituer d'importantes activités industrielles. Les développements suivants expliquent cet essor:
- la fin de la guerre froide a rendu un grand nombre de programmes d'équipement, de recherche et de production nucléaires militaires caducs;
- la majeure partie des installations nucléaires expérimentales construites et exploitées sur la base des programmes de recherche civile des années 1950 à 1980 sont dépassées et ne sont plus utilisées;
- la première génération de centrales nucléaires, les réacteurs graphite-gaz alimentés en uranium métallique (UNGG et Magnox) seront tous mis hors service dans un proche avenir, leurs usines spécifiques de cycle du combustible étant arrêtées.
Depuis 1980, trente centrales nucléaires, vingt installations de recherche nucléaire non productrices d'électricité et dix-sept usines du cycle du combustible ont été mises à l'arrêt (cf. tableaux 1, 2 et 3) dans l'Union européenne, et le coût annuel total de leur déclassement dépasse largement un milliard d'écus.
Aussi le déclassement représente-t-il une part importante de l'activité industrielle liée à l'énergie.
CONCLUSIONS
Deux grandes options s'offrent aux exploitants d'installations définitivement mises hors service dans l'UE:
a) un démantèlement direct complet de l'installation, en mettant ainsi fin à toutes les responsabilités (il s'agit de la politique officielle suivie au Japon, justifiée par l'intention de construire de nouvelles installations nucléaires sur les sites libérés);
b) un déclassement progressif. Dans ce cas, la masse de la radioactivité demeure confinée et sous surveillance durant une période d'"attente", pendant laquelle la principale source de radioactivité des réacteurs déchargés, le cobalt 60, peut décroître par voie de désintégration naturelle. Laisser la radioactivité décroître pendant un certain nombre de décennies ne présente d'intérêt que lorsque les réacteurs n'ont pas été contaminés par des produits de fission comme le césium et le strontium, du fait de défaillances d'éléments combustibles. Les usines du cycle du combustible nucléaire sont contaminées par un grand nombre de nucléides à longue durée de vie. Pour de telles installations, un stockage à des fins de désactivation devrait durer plusieurs siècles et n'est donc pas envisagé. Dans certains cas, cependant, le démantèlement de telles installations a été reporté du fait de l'absence de filières d'évacuation des déchets.
En ce qui concerne les réacteurs nucléaires, le choix entre l'option a), à savoir un démantèlement rapide, et l'option b), à savoir un déclassement progressif, peut être examiné sous bien des angles.
1. L'existence d'une technologie appropriée: un petit nombre de projets de démantèlement déjà menés à bien ainsi que d'activités en cours dans l'UE, aux États-Unis et au Japon confirment que le démantèlement direct complet des réacteurs à eau est techniquement possible, mais la démolition de grandes cuves sous pression en béton précontraint de certains réacteurs refroidis par gaz n'a pas encore été démontrée dans l'UE.
La stratégie du déclassement progressif exige surtout des techniques traditionnelles pour évacuer les éléments inactifs de l'installation ainsi que pour assurer la surveillance et l'entretien durant la période d'attente.
2. La gestion des déchets: le stock de nucléides aura de toute évidence considérablement diminué au bout de quelques décennies de désactivation naturelle. L'option a) exige donc une décontamination très efficace en vue de réduire le volume des déchets; l'option b) devrait par contre assurer un volume final de déchets radioactifs sensiblement moindre. Il est également possible que le problème crucial de l'élimination des déchets de moyenne activité dans certains pays soit résolu dans un délai de quelques décennies.
3. Exposition des travailleurs: le risque plus élevé d'exposition à des rayonnements du personnel affecté au démantèlement du fait des niveaux de radioactivité ambiante beaucoup plus élevés dans le cas de l'option a) doit être compensé par un recours accru à la manutention à distance, à la protection mobile et à un contrôle rigoureux des aérosols. Dans le cas de l'option b), il convient de prendre des précautions en vue de protéger le personnel assurant la surveillance et l'entretien réguliers. Les doses collectives accumulées dans le cadre de cette stratégie n'ont pas encore été quantifiées.
4. Le coût du déclassement: un certain nombre de stratégies suivant globalement les options a) et b) ont fait l'objet d'estimations des coûts de la part d'installations et d'organes publics. Beaucoup de ces estimations ont été comparées dans un rapport de l'Agence pour l'énergie nucléaire de l'OCDE(7). Le rapport montre que le report du démantèlement ne constitue pas l'option la moins onéreuse en Allemagne, aux États-Unis et au Japon, alors qu'au Royaume-Uni et au Canada, les estimations font apparaître des économies de coûts considérables pour l'approche progressive. Cette contradiction s'explique en partie par des paramètres divergents, notamment pour ce qui est du démantèlement pour un retour à la situation d'origine, ainsi que des différences en ce qui concerne les facteurs imprévus, les facteurs d'actualisation et les régimes réglementaires nationaux.
5. Aspects réglementaires: la plupart des autorités européennes n'ont adopté aucune disposition quant à la durée des périodes de mise en attente sûre. En Finlande, cependant, cette période est limitée à 30 ans, tandis qu'en France, EDF, l'exploitant de l'ensemble des centrales nucléaires, a décidé de ne pas dépasser 50 ans. Une obligation formelle de mener le déclassement jusqu'au stade 3 de l'AIEA n'existe qu'en Belgique, en Finlande, aux Pays-Bas et en Espagne(8)(9).
6. Acceptation de la part de l'opinion publique: cet aspect n'a pas été analysé à l'échelle européenne. Il semblerait que l'opinion publique locale puisse être en faveur d'un démantèlement direct si celui-ci implique le maintien en place du personnel de la centrale qui dispose généralement d'un bon niveau de qualification. Un autre argument en faveur de l'option a) et que le site peut, avec ses services et ses infrastructures, attirer de nouveaux employeurs dans un avenir prévisible. Il est parfois reproché à l'option b) de manquer d'"équité intergénérationnelle", un des critères du développement durable.
7. Risques à long terme: dans le cas de l'option a), le site peut être déclaré libre de toute contamination après 15 ou 20 ans; à l'issue de cette période, le seul risque est que les mesures de libération aient été erronées. Dans le cas de l'option b), le démantèlement différé de 30 à 120 ans peut présenter un certain nombre de risques:
- écoulement radioactif passé inaperçu dans le sous-sol;
- intrusion injustifiée dans le bâtiment pouvant endommager l'enceinte sûre;
- événements naturels perturbateurs, comme inondation ou tremblement de terre;
- crédits insuffisants pour permettre une surveillance et un entretien à long terme appropriés du fait de fluctuations monétaires, voire d'activités criminelles.
Les installations nucléaires (à l'exception des établissements de défense) sont soumises à des exigences strictes en matière d'autorisation et de contrôle; les installations arrêtées devraient continuer à faire l'objet d'un tel contrôle réglementaire aussi longtemps que leur radioactivité résiduelle est considérée dangereuse par les autorités compétentes en matière d'autorisation et les inspecteurs chargés de la sécurité qui en dépendent.
RÉFÉRENCES:
(1) Decommissioning of Nuclear Facilities: Decontamination, Disassembly and Waste Management; Technical Reports Series No.230, IAEA(International Atomic Energy Agency) Vienna 1983.
(2) Radiological Protection Criteria for the Recycling of Materials from the Dismantling of Nuclear Installations; Radiation Protection No. 43, Commission of the European Communities, Luxembourg 1988.
(3) Council Directive EURATOM 96/29 of 13 May 1996 establishing revised basic health and safety standards(Art.30-33) OJ L 159, 29.6.1996, pp. 1-114.
(4) Council Decision of 27 March 1979 adopting a research programme concerning the decommissioning of nuclear power plants. OJ No L 83, 3.4.1979, p.19.
(5) Council Decision of 31 January 1984 adopting a research programme concerning the decommissioning of nuclear installations. OJ No L 36, 8.2.1984, p.23.
(6) Council Decision of 14 March 1989 adopting a research programme concerning the decommissioning of nuclear installations. OJ No L 98, 11.4.1989, p.33.
(7) Decommissioning of Nuclear Facilities- An Analysis of the Variability of Decommissioning Cost Estimates; OECD/Nuclear Energy Agency, Paris 1991
(8) Council Directive of 27 June 1985"Environmental Impact .." amended by Directive 97/11 CE of 3 March 1997
(9) European Regulatory and Strategic Aspects on Nuclear Decommissioning, P.Vankerckhoven and R.Simon; Proceedings of the SFEN Conference on Dismantling of Nuclear Facilities, Avignon 15-18 March 1998.
TABLE 1: Nuclear Power Plants Shut Down in the EU
|
COUNTRY |
PLANT |
TYPE |
RATING(Mwe) |
OPERATING PERIOD |
STAGE |
|
Belgium |
BR3 Mol |
PWR |
11 |
1962-1987 |
-3 |
|
Germany |
HDR Großwelzheim |
BWR |
25 |
1969-1970 |
-3 |
|
KKN Niederaichbach |
HWR |
106 |
1973-1974 |
3 (1995) | |
|
KRB A Gundremmingen |
BWR |
250 |
1966-1977 |
-3 | |
|
KWL Lingen |
BWR |
268 |
1968-1977 |
1 | |
|
MZFR Karlsruhe |
HWR |
58 |
1966-1984 |
-3 | |
|
VAK Kahl |
BWR |
16 |
1961-1985 |
-3 | |
|
AVR Jülich |
HTR |
15 |
1967-1988 |
-1 | |
|
THTR 300 Hamm-Uentrop |
HTR |
308 |
1985-1988 |
-1 | |
|
AKW1 Rheinsberg |
PWR |
75 |
1966-1990 |
-3 | |
|
KGR1 Greifswald |
PWR |
440 |
1973-1990 |
-3 | |
|
KGR2 Greifswald |
PWR |
440 |
1974-1990 |
-3 | |
|
KGR3 Greifswald |
PWR |
440 |
1977-1990 |
-3 | |
|
KGR4 Greifswald |
PWR |
440 |
1979-1990 |
-3 | |
|
KGR5 Greifswald |
PWR |
440 |
1989-1990 |
-3 | |
|
KKW Würgassen |
PWR |
670 |
1972-1994 |
-3 | |
|
KNK-II Karlsruhe |
FBR |
21 |
1978-1990 |
-2 | |
|
Spain |
Vandellós 1 |
GCR |
480 |
1972-1989 |
1 |
|
Finland |
- |
- |
- |
- |
- |
|
France |
G1 Marcoule |
GCR |
4 |
1956-1968 |
3* |
|
Chinon A1 |
GCR |
70 |
1963-1973 |
1, a | |
|
G2 Marcoule |
GCR |
40 |
1959-1980 |
-2 | |
|
G3 Marcoule |
GCR |
40 |
1960-1984 |
-2 | |
|
EL4 Monts d´Arrée |
HWR |
70 |
1967-1985 |
- 3 * | |
|
Chinon A2 |
GCR |
180 |
1965-1985 |
1 | |
|
Saint Laurent A1 |
GCR |
390 |
1969-1990 |
-1 | |
|
Chinon A3 |
GCR |
360 |
1966-1990 |
-1 | |
|
Chooz |
PWR |
320 |
1967-1991 |
0 | |
|
Saint Laurent A2 |
GCR |
450 |
1971-1992 |
-1 | |
|
Superphénix |
FBR |
1242 |
1986-1997 |
0 | |
|
Italy |
Garigliano |
BWR |
160 |
1964-1978 |
-1 |
|
Latina |
GCR |
160 |
1963-1986 |
-1 | |
|
Caorso |
BWR |
880 |
1978-1986 |
-1 | |
|
Trino |
PWR |
270 |
1964-1987 |
-1 | |
|
Netherlands |
Dodewaard |
BWR |
58 |
1968-1997 |
0 |
|
Sweden |
- |
- |
- |
- |
- |
|
UK |
DFR Dounreay |
FBR |
15 |
1963-1977 |
-1 |
|
PFR Dounreay |
FBR |
250 |
1971-1994 |
-1 | |
|
WAGR Windscale |
AGR |
33 |
1962-1981 |
-3 | |
|
Berkeley 1 |
GCR |
138 |
1961-1988 |
-1 | |
|
Berkeley 2 |
GCR |
138 |
1961-1989 |
-1 | |
|
Hunterston A1 |
GCR |
169 |
1964-1989 |
-1 | |
|
Hunterston A2 |
GCR |
169 |
1964-1990 |
-1 | |
|
Trawnsfynydd 1 |
GCR |
250 |
1965-1992? |
-1 | |
|
Trawnsfynydd 2 |
GCR |
250 |
1965-1992? |
-1 | |
|
SGHWR Winfrith |
HWR |
92 |
1968-1990 |
-1 |
:
TABLE 2: Non-electricity generating reactors shut down in the EU
|
COUNTRY |
FACILITY |
TYPE |
THERMAL |
OPER.PERIOD |
STAGE |
|
RATING (Mwth) | |||||
|
Denmark |
DR-2 Riso |
HWR |
5 |
1958-1975 |
3? |
|
Germany |
Otto Hahn (ship's reactor) |
PWR |
38 |
1968-1979 |
3 |
|
FR-2 Karlsruhe |
HWR |
44 |
1962-1981 |
2 | |
|
FRJ-1 Merlin Jülich |
PR |
10 |
1962-1985 |
-2 | |
|
RFR Rossendorf |
PR |
10 |
1957-1990 |
-3 | |
|
FRN TRIGA Mk III Neuherberg |
TRIGA |
1972-1982 |
2 | ||
|
FRF-2 Frankfurt |
TRIGA |
1977-1983 |
2 | ||
|
FRG-2 Geesthacht |
PR |
1963-1995 |
-3 | ||
|
Spain |
Jen-1 Madrid |
PR |
3 |
1958-1984 |
1 |
|
ARB1 Bilbao |
Arg |
0.03 |
1960-1974 |
-1 | |
|
ARGOS Barcelona |
Arg |
0.03 |
?-1992 |
1 | |
|
CORAL Madrid |
FBR |
? |
-1984 |
-1 | |
|
Finland |
? |
? |
? |
? |
- |
|
France |
EL2 Saclay |
HWR |
3 |
1952-1965 |
2 |
|
EL3 Saclay |
HWR |
18 |
1957-1979 |
2 | |
|
PEGASE Cadarache |
PWR |
35 |
1963-1974 |
3,b | |
|
RAPSODIE Cadarache |
FBR |
40 |
1967-1983 |
-2 | |
|
TRITON Fontenay a.R. |
PR |
6 |
1959-1982 |
3 | |
|
MELUSINE Grenoble |
PR |
8 |
1959-1988 |
0.00 | |
|
MINERVE Saclay |
PR |
100W |
1954-1976 |
3* | |
|
ZOE Fontenay a.R. |
HWR |
0.25 |
1948-1975 |
3 | |
|
NEREIDE Fontenay a.R. |
PR |
0.5 |
1959-1982 |
3 | |
|
PEGGY Cadarache |
GCR |
0.001 |
1961-1975 |
3 | |
|
CESAR Cadarache |
CA |
0.01 |
1964-1974 |
1 | |
|
MARIUS Cadarache |
CA |
400W |
1960-1983 |
1 | |
|
Greece |
? | ||||
|
Italy |
Avogadro, Saluggia |
PR |
7 |
1959-1971 |
2,b |
|
Ispra-1,Ispra |
HWR |
5 |
1958-1974 |
2 | |
|
Galileo Galilei, Pisa |
PR |
5 |
1963-1980 |
2 | |
|
Essor, Ispra |
HWR |
40 |
1967-1983 |
2 | |
|
Netherlands |
KEMA Suspension Reactor, Arnhem |
HR |
1 |
1974-1977 |
3 |
|
Sweden |
? |
- |
- |
- | |
|
UK |
Windscale Pile 1 |
GR |
180 |
1950-1957 |
-3 |
|
Windscale Pile 2 |
GR |
180 |
1951-1958 |
-1 | |
|
Merlin Aldermaston |
PR |
5 |
1959-1962 |
1 | |
|
BEPO Harwell |
GR |
5 |
1948-1968 |
1 | |
|
DMTR Dounreay |
HWR |
25 |
1958-1969 |
1 | |
|
Dragon Winfrith |
HTR |
20 |
1965-1976 |
1 | |
|
ZEBRA Winfrith |
ZPR |
200W |
1967-1982 |
2 | |
|
DIDO Harwell |
HWR |
15 |
1956-1990 |
-1 | |
|
PLUTO Harwell |
HWR |
22.5 |
1956-1990 |
-1 | |
|
GLEEP Harwell |
GR |
50 |
1947-1990 |
2 | |
|
Nestor Winfrith |
Arg |
0.03 |
1961-1995 |
1 |
TABLE 3:Fuel Cycle Facilities shut in the EU
|
COUNTRY |
FACILITY |
TYPE |
OPERATING PERIOD |
STAGE |
|
Belgium |
Eurochemic Dessel |
Spent fuel reprocessing plant |
1966-1976 |
-3 |
|
Germany |
NUKEM-alt Hanau |
MOX-fuel factory |
1960-1988 |
-3 |
|
WAK Karlsruhe |
Spent fuel reprocessing plant |
1971-1990 |
-3 | |
|
HTR fuel element fectory |
1962-1992 |
-3 | ||
|
NUKEM-fuel plant Hanau |
Uranium fuel fabrication |
1960-1996 |
-3 | |
|
WISMUT Uranium facilities(ex-GDR) |
Uranium mining and milling plants |
1946-1990 |
-3 | |
|
Spain |
Andujar mine |
Uranium mine |
? |
-3 |
|
Finland |
? | |||
|
France |
Elan 2B La Hague |
Source fabrication plant |
1970-1973 |
3 |
|
Elan 2A La Hague |
Pilot source fabrication plant |
1968-1970 |
3* | |
|
AT1 La Hague |
Pilot FBR-fuel reprocessing plant |
1968-1970 |
-3 | |
|
PIVER Marcoule |
Pilot Waste vitrification plant |
1966-1980 |
3,c | |
|
ATTILA, Fontenay |
Dry reprocessing pilot cell |
1968-1975 |
3* | |
|
RM2 Fontenay |
Radiometallurgy laboratory |
1964-1985 |
3* | |
|
Bldg 19 Fontenay |
Plutonium metallurgy laboratory |
1957-1984 |
3* | |
|
Le Bouchet |
Uranium ore processing plant |
1953-1970 |
3 | |
|
Guegnon |
Uranium ore processing plant |
-1980 |
3 | |
|
UP1 |
Spent fuel reprocessing plant |
1958-1997 |
0 | |
|
Italy |
ITREC Trisaia |
Spent fuel reprocessing pilot |
1975-1978 |
-1 |
|
Eurex, Saluggia |
Spent fuel reprocessing pilot |
1970-1983 |
-1 | |
|
OPEL-1 Saluggia |
Fuel reprocessing experiment |
? |
-1 | |
|
Netherlands |
? | |||
|
Sweden |
? | |||
|
UK |
B212 Sellafield |
Caesium(source) plant |
1956-1958 |
-3 |
|
B206 Sellafield |
Solvent recovery plant |
1952-1963 |
-3 | |
|
B29 Sellafield |
Fuel storage plant |
1952-1964 |
-1 | |
|
B205 Sellafield |
Pilot fuel reprocessing plant |
1957-1968 |
-3 | |
|
B204 Sellafield |
Fuel reprocessing plant |
1952-1973 |
-3 | |
|
B207 Sellafield |
Uranium purification plant |
1952-1973 |
-3 | |
|
Co-precipitation plant Sellafield |
U/Pu co-precipitation plant |
1969-1976 |
0 | |
|
Uranium enrichmentplant Capenhurst |
Gazeous diffusion enrichment |
1953-1982 |
-3 | |
|
B100-B103 Sellafield |
Uranium recovery plant |
1952-1985 |
3,f | |
|
B209 Sellafield |
Plutonium finishing plant |
1953-1986 |
-3 | |
|
B203 Sellafield |
Plutonium residues recovery plant |
1956-1986 |
-3 | |
|
B30 Sellafield |
Fuel storage pond |
1960-1986 |
-3 | |
|
B277 Sellafield |
FBR fuel production plant |
1970-1988 |
-3 | |
|
B205 Sellafield |
plutonium corridors |
1964-1988 |
-3 |
ANNOTATIONS TO TABLES 1, 2, 3.
1) Reactor types
GCR = Gas-cooled Reactor
HWR = Heavy Water moderated Reactor
PWR = Pressurized Water Reactor
PR = Pool - type Reactor
FBR = Fast Breeder Reactor
BWR = Boiling Water Reactor
HTR = High Temperature Reactor
Arg = Argonaut Type Reactor
AGR = Advanced Gas-cooled Reactor
GR = Air-cooled Graphite Reactor
CA = Critical Assembly
2) Decommissioning Stage
0 : Decommissioning announced
1 : IAEA Stage 1
2 : IAEA Stage 2
3 : IAEA Stage 3
3* : Decommission to Stage 3 except civil engineering
- : currently in progress
? : Data not available yet (being researched or to be confirmed)
a : partly converted to museum;
b : converted to spent fuel storage;
c : building to be reused;
d : contains damaged fuel;
e : stack being partially dismantled;
f : building used as waste store